Сеченова уранила

Графит, а вернее углерод, и в США, и в нашей стране был выбран в качестве замедлителя нейтронов, испускаемых ураном-235, как один из первых легких элементов Периодической системы Д.И. Менделеева. При атомном весе 12 он имеет очень низкое сечение захвата медленных нейтронов, равное 3,2 0,2 миллибар-на — условной единицы, характеризующей количество нейтронов не замедленных, а поглощенных средой материала на единицу его поверхности. К примеру, бор имеет аналогичное сечение захвата, равное 750 барн, или в 250 тыс. раз выше, чем у углерода. Иными словами, один атом бора, являясь примесью графита, увеличивает собственное поглощение нейтронов двухсот пятидесяти тысяч атомов углерода вдвое. Поглощение, захват нейтронов тушит цепную реакцию урана. [c.33]

В частности, ванадий обладает малым эффективным сечением захвата нейтронов (1,1 барн) и, следовательно, не изменяет заметно свойств в условиях сильного излучения. На рис. 19 приведена фотография топливного элемента ядерного реактора, изготовленного одной из фирм США. Внутренняя трубка состоит из ванадия, уран заключен в оболочки, сделанные из ниобия. [c.99]

Новая техника открыла алюминию новые пути использования. Алюминий в виде спеченного порошка применяют при изготовлении оболочек для урановых стержней, так как он имеет низкое поперечное сечение захвата тепловых нейтронов и высокую коррозионную стойкость. Оболочки защищают уран от быстрого разрушения в воде при повышенной температуре. Спеченный алюминий не взаимодействует с ураном и его соединениями даже при 600° С. [c.181]

Атомная энергетика. Ниобий не взаимодействует заметно с ураном, плутонием, жидкометаллическими теплоносителями. Вместе с этим обладает небольшим эффективным сечением захвата нейтронов (1,2 барн/см ), из-за чего применяется в качестве конструкционного материала в атомной энергетике. Из него изготовляют оболочки для урановых тепловыделяющих элементов при этом повышаются максимально допустимая температура разогрева тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и полнота их использования. Добавление нескольких процентов ниобия к урану повышает устойчивость урановых ТВЭЛ против старения при нагревании. [c.61]

Рений (порядковый номер 75) принадлежит к УП группе периодической системы Д. И. Менделеева. Ближайшими к рению по группе элементами являются технеций, который в природе не найден, и элемент 107, который еще не открыт. Ближайшими соседями по периоду являются вольфрам и элементы триады осмия, а по диагональным сечениям таблицы — молибден, уран, элементы триады рутения. Сопоставление свойств рения с его аналогами обеспечивает более полное получение информации о свойствах рения и его соединений [558]. [c.7]

Основным толчком к созданию высокочистых материалов явились требования атомной энергетики, по которым содержание примесей элементов, имеющих большое сечение захвата нейтронов (бора, кадмия, гадолиния, самария, европия, лития, гафния и т. д.), в уране, тории, графите, бериллии, алюминии, цирконии, свинце, висмуте и других материалах не должно было превышать 10 — 10 [3]. [c.7]

В свое время основным толчком к созданию высокочистых материалов явились требования атомной энергетики, по которым содержание ряда примесей в уране, тории, бериллии, графите, цирконии, литии, алюминии, висмуте, свинце и др. не должно было превышать 10 —10 %. Основные требования предъявлялись к примесям элементов, имеющих большое сечение захвата нейтронов —В, Сё, 0(1, 5т, Ей, и др., требования же к содержанию примесей элементов с малыми- сечениями, например 1, А1, N1 и др., не превышали 10 —10 % [1]. [c.7]

Однако наиболее важной областью применения циркония и до некоторой степени и гафния является в настоящее время ядерная техника [551]. В активной зоне охлаждаемых водой энергетических реакторов цирконий применяют в качестве конструкционного материала, а гафний, в связи с его большим поперечным сечением захвата нейтронов — для управляющих элементов. Цирконием плакируют также тепловыделяющие элементы кипящих реакторов, из него же изготовляют контейнеры для раствора сульфата уранила в водных гомогенных реакторах [551]. [c.203]

Иттрий — один из наиболее рассеянных элементов, что наряду со сложной технологией его добычи и рафинирования является причиной более позднего вовлечения металлического иттрия в технику. До недавнего времени иттрий, как и редкоземельные металлы, применяли, главным образом, в качестве легирующей добавки, улучшающей структуру, механические свойства, жаростойкость и коррозионную стойкость ряда сплавов. Однако в последнее время некоторые свойства иттрия (малое сечение захвата тепловых нейтронов, небольшая плотность (4,47 г/см ), относительно высокая температура плавления (1510 °С), отсутствие полиморфных превращений до температуры плавления и почти уникальное свойство иттрия — не взаимодействовать с расплавленным ураном и его сплавами — сделали перспективным его применение как конструкционного материала в атомной энергетике. [c.312]

Масс-спектрометр использовали для анализа материалов, применяемых в реакторах (графит, уран), на содер кание в них примесей, обладающих большим сечением захвата нейтронов. Особый интерес в этом отношении представляет анализ на содержание бора и редкоземельных элементов, которые имеют большое сечение захвата нейтронов и плохо определяются методом оптической спектроскопии. [c.153]

Ниобий обладает сравнительно малым поперечным сечением захвата нейтронов (1,1 барна) — большим, чем бериллий (0,09 барна), магний ((0,059 барна), цирконий (0,18 барна) и алюминий (0,2158 барна), а также хорошей стойкостью при контакте с ураном. Благодаря таким свойствам ниобий находит применение в атомной технике. [c.565]

Способность ванадия к образованию сплавов с ураном делает возможным применение ванадия в качестве разбавителя, несмотря на то, что сечение переноса нейтронов у него невелико. В реакторах США начинают применяться тонкостенные, внутренние трубки из ванадия, работающие при температуре 300—400°. [c.623]

Извлеченный из ядерного горючего плутоний используется как исходное ядерное горючее для реакторов в соединении с природными или обогащенными ураном, торием или неделящимся материалом, имеющим небольшое сечение захвата нейтронов. Плутоний является подходящим материалом для расширенного воспроизводства делящихся материалов, так как обладает исключительно высоким средним выходом нейтронов (три нейтрона на один акт деления). [c.725]

Расчёты изменения реактивности как функции выгорания топлива при 3% обогащении были выполнены для PWR и BWR сборок со стержнями с чистым оксидным (UO2) топливом, уран-гадолиниевым топливом, а также с уран-гадолиниевым топливом, таблетки которого имеют гибридные BN-B покрытия [15]. Результаты расчётов для реакторов PWR представлены на графиках рис. 13.3.4. Качественно картина сохраняется и для реакторов BWR. Топливные сборки сразу после загрузки должны иметь некоторый избыток реактивности для компенсации обеднения топлива и поглощения нейтронов продуктами деления с большим сечением (нейтронные яды), а также потери реактивности из-за изменения температуры топлива, замедлителя и других компонентов активной зоны реактора, что в конечном итоге приводит к увеличению глубины выгорания топлива и длительности топливного цикла. [c.153]

Радиационно-химическое восстановление UFq. Гексафторид урана обладает низкой радиационной стойкостью благодаря высокой электроотрицательности, низкому порогу и большому сечению процесса диссоциативного прилипания электрона е + UPe UP5 + P . В сочетании с высокой технологической надёжностью и дешевизной ускорителей электронов это может служить основой промышленного метода конверсии UPg в UF4 и в металлический уран. В настоящее время имеются экономически обоснованные проекты использования ускорителей электронов для обеззараживания зёрна и даже газификации твёрдых топлив. На пути промышленной реализации этого метода имеется ряд серьёзных проблем сравнительно высокая энергетическая цена радиационно-химической конверсии ограничения по плотности электронного тока, что ограничивает удельную производительность установки высокие значения сечения захвата электрона и, соответственно, малая глубина проникновения электрона внутрь газообразного вещества, что при технически приемлемых концентрациях UPe даже при небольших электронных токах приводит к заметному перегреву. [c.189]

Очистка (аффинаж) урана производится в настоящее время преимущественно трибутилфосфатом или метилизобутилкетоном, что обеспечивает получение урана высокой степени чистоты, который может быть использован в ядерных реакторах. Примеси, в особенности В, СсЗ, 5га, Ей, Ос1, Оу, обладают высокими сечениями захвата нейтронов и при содержании их в уране значительная часть нейтронов будет теряться. В результате проведения цикла очистки уран получается в виде диураната аммония, перекиси урана и нитрата уранила, которые затем прокаливанием переводятся в трехокись урана. [c.605]

Уникальное свойство — отсутствие заметного взаимодействия ниобия с ураном при температуре до 1100°С и, кроме того, хорошая теплопроводность, небольшое эффективное сечение поглощения тепловых нейтронов сделали ниобий серьезным конкурентом признанных в атомной промышленности металлов — алюминия, бериллия и циркония. Кроме того, искусственная (наведенная) радиоактивность ниобия невелика. Поэтому из него можно делать контейнеры для хранения радиоактивных отходов или установки по их использованию. [c.213]

Дейтерий. Ценность дейтерия для ядерных реакторов связана с его низким поперечным сечением захвата медленных нейтронов (сравнительно с водородом). Благодаря этому возможно создание энергетических реакторов, работающих на природном уране с использованием тяжелой воды в качестве замедлителя. [c.364]

Металлический иттрий, имеющий незначительное сечение захвата тепловых нейтронов и не вступающий во взаимодействие с расплавленным ураном, является конструкционным материалом для атомных реакторов. Возможно также использование иттрия в качестве носителя водорода для твердых замедлителей [12]. Се, Ьа и могут служить разбавителями для окисных топливных материалов атомных реакторов. Молекулярные суспензии иттрия и урана дают устойчивую радиацию и сравнительно недороги [13]. [c.274]

При использовании слабо обогащенных материалов гетерогенные систем1л более приемлемы (если не единственно возмол ны). В гомогенных системах, использующих природный уран в смеси с любым из известных замедлителей, единственным исключением из которых является тяжелая вода, не может быть обеспечена самоподдерж вающаяся цепная реакция, так как эти замедлители обладают большим сечением захвата нейтронов. Такие хорошие замедлители, как графит, бериллий (окись бериллия), обычная вода, требуют применения обогащенного ядерного горючего, а при работе на природном уране необходимо применение гетерогенной структуры. Блочное рас-нолол енне ядерного горючего обеспечивает лучшее использование имеющихся нейтронов, так как в этом случае улучшается возмон(ность поддержания ценной реакции. Нейтроны деления, возникающие в системе с энергией порядка нескольких мегаэлектронвольт, в результате упругих и неупругих столкновений с окружающими ядрами замедляются до тепловых скоросте . Если изобразить энергетическое распределение нейтронов как функцию энергии, то окажется, что основная масса нейтронов сосредоточена в сравнительно узком энергетическом интервале. Целесообразно ввести понятие средняя энергия нейтронов в реакторе . [c.18]

Рассматривается бесконечный реактор, представляющий однородную смесь бериллия и природного урана. Лтомпое соотношение изотопов в природном уране иззв игз5— 993. Применяя односкоростную модель и используя микроскопические поперечные сечения и плотности из таблицы 2.2, [c.47]

Важно отметнтЕ., что только благодаря лучшим характеристикам гете-])огснных систем стало возможным впервые вообще получить цепную ядерную реакцию. Дело в том, что едипствепными, доступными в то время и эффективными замедляющими материалами были графит и вода. Но даже в гомогенной системе из графита, с ого весьма малым сечением поглощения, и с естественным ураном ценная реакция невозможна. Это легко показать. Если система конечных размеров критична, то [c.464]

Металлический иттрий, имеющий небольшое сечение захвата тепловых нейтронов и не вступающий во взаимодействие с расплавленным ураном, является конструкционным материалом для атомных реакторов. Возможно также использование иттрия в качестве носителя водорода для твердйх замедлителей [16]. Се, Ьа, могут служить разбавителями для окисных топливных материалов атомных реакторов. Молекулярные суспензии иттрия и урана дают устойчивую радиацию и сравнительно недороги [17]. Для защиты от радиации разработаны высокоэффективные материалы, в состав которых входят помимо свинца редкоземельные металлы, поглощающие нейтроны. Один из таких материалов содержит 35% Е)у и 40% РЬ. В состав других материалов входят Сё и РЬ в сочетании с Оу и Материалы используются для защитных устройств в лабораториях, установках и реакторах [18]. [c.88]

В связи с широким развитием ядерной энергетики серьезной проблемой становится переработка радиоактивных отходов, образующихся в результате работы энергетических реакторов, в которых в качестве горючего часто используется уран-235, делящийся при захвате медленных нейтронов. Радиоактивные отходы или осколки деления постепенно зашлаковывают реактор и после разложения 10—20% имеющегося в нем активного материала вызывают такое падение реактивности, что требуется полная переработка тепловыделяющих элементов (стержней и блоков) с очисткой нх от накопившихся вредных примесей, имеющих огромные сечения захвата тепловых нейтронов [308]. Состав продуктов деления зависит от делящегося вещества, времени его облучения, энергии нейтронов, времени охлаждения после облучения и т. д. (табл. 19). [c.319]

После этих операций уран переводят в твердое состояние — в один из окислов или в тетрафторид иР4. Но этот уран еще надо очистить от примесей с большим сечением захвата тепловых нейтронов — бора, кадмия, лития, редких земель. Их содержание в конечном продукте не должно превышать стотысячных и миллионных долей процента. Вот и приходится уже полученный технически чистый продукт еще раз растворять — на этот раз в азотной кислоте. Уранилнитрат и02(К0з)2 при экстракции трибутил-фосфатом и некоторыми другими веществами дополнительно очищается до нужных кондиций. Затем это вещество кристаллизуют (или осаждают пероксид 1)04-2Н20) [c.363]

Прежде чем использовать такой уран в качестве топлива, его необходимо подвергнуть тонкой очистке от примесей элементов, имеющих большое сечение захвата нейтронов, таких как редкоземельные элементы бор, кадмий и др. С этой целью УзОз растворяют в азотной кислоте и таким образом переводят в уранилнитрит, который экстрагируют раствором трибутилфосфата [c.163]

В процессе замедления нейтроны могут быть захвачены ядрами замедлителя, теплоносителя или без деления. Сечение захвата особенно велико в области резонансного поглощения. Доля нейтронов, не поглотившаяся при замедлении, учитывается коэффициентом Ф — вероятностью избежать резонансного захвата. Все замедлившиеся нейтроны захватываются или ядрами среды. Доля нейтронов, поглощаемых ураном, определяется коэффициентом теплового использования д. При этом только часть нейтронов % при поглощении вызовет деление ядер в результате которого образуется V новых нейтронов. Таким образом, по завершении нейтронного цикла к нейтронов предшествующего поколения обращается в (ицфт у) нейтронов следующего поколения, и, следовательно, по определению [c.229]

Изотоп и имеет большое сечение деления на тепловых нейтронах (529 барн) и так же, как и, может быть ис1Юльзован как топливо для ядерных реакторов. Уран-233, получаемый и ис1юльзуемый в торий-урано-вом топливном цикле (рис. 12.1.3), имеет ряд преимуществ, среди которых [c.244]

С) 10,1 10 град теплоемкость 6,34 кал/г-атом-град электрическое сопротивление Ъ1 мком см сечение захвата тепловых нейтронов 1,31 барн парамагнитен работа выхода электронов 3,07 эв. Модуль норм, упругости 6600 гс/жж модуль сдвига 2630 кгс .чм предел прочности 31,5 кгс мм предел текучести 17,5 кгс мм сжимаемость 26,8 X X 10— см кг удлинение 35% НУ= = 38. Чистый И. легко поддается мех. обработке и деформированию. Его куют п прокатывают до лент толщиной 0,05 мм па холоду с промежуточными отжигами в вакууме при т-ре 900—1000° С. И.— химически активный металл, реагирует со щелочами и к-тами, сильно окисляется при нагревании на воздухе. Работы с И. проводят в защитных камерах и высоком вакууме. И. с металлами 1а, На и Уа подгрупп, а также с хромом и ураном образует несмешиваю-щиеся двойные системы с титаном, цирконием, гафнием, молибденом и вольфрамом — двойные системы эвтектического типа (см. Эвтектика) с редкоземельными элементами, скандием и торием — непрерывные ряды твердых растворов и широкие области растворов с остальными элементами — сложные системы с наличием хим. соединений (см. Диаграмма состояния). Получают И. металлотермическим восстановлением, действуя на его фторид кальцием при т-ре выше т-ры плавления металла. Затем металл переплавляют в вакууме и дистиллируют, получая И. чистотой до 99,8-5-99,9%. Чистоту металла повышают двух- и трехкратной дис- [c.518]

Мэе и 1,3 Мэе. Однако низкие величины сечения деления не позволяют осуществлять на них самоподдер-живающийся процесс деления. Уран-илутониевый цикл рассматривается в атомной энергетике как наиболее предпочтительный. Для него в реакторах на быстрых нейтронах оказывается осуществимым расширенное воспроизводство Я. г., при котором число вновь образовавшихся делящихся атомов больше числа выгорев- [c.807]

Цирконий реакторной чистоты (не содержащий гафния) применяется для плакирования урановых топливных элементов и в виде сплава с ураном для сердечников. Наибольшее применение для этих целей имеют листы, полосы и трубы из циркония или его сплавов. Цирконий обычно используется в реакторах в виде сплава циркалой-2, содержащего 1,5% олова и небольшие количества железа (0,07—0,2%), хрома (0,05—0,16%) и никеля (0,03—0,08%). Сплав циркалой-2 заметно не отличается от чистого циркония по пластичности и сечению захвата тепловых нейтронов. Физические и химический свойства сплава циркалой-2 [287, 289, 291] [c.394]

Рециклируемый уран существенно отличается от природного, и это обусловливает особенности изготовления топлива на его основе. В частности, необходима минимизация содержания сильно радиоактивного урана-232 и урана-234, обладающего большим сечением радиационного захвата, что, по-видимому, может обеспечить АВЛИС-метод. [c.438]

Таблица 8.2.7. Содержание изотопов в исходном и обогащённом рециклируемом уране (REPU), а также значения сечений деления ст/

Все элементы, менее реакциопноопособные, чем уфан, т, е. те, которые, в табл, 10,14 находятся ниже Орз, останутся в металлическом уране. Но эта грушпа элементов не содержит изотопов, имеющих высокое поперечное сечение поглощения нейтронов, Та.к как газообразные проду кты деления при 1200° С у летучиваются, изотоп Хе легко извлекается из расплава. [c.269]

Значение разделения изотопов для атомной технологии совершенно очевидно. Разделение изотопов делящегося под действием медленных нейтронов, и №38 содержание которого в природном уране гораздо больше, осуществляется на мощных заводах. Исключительная замедляющая способность тяжелой воды является причиной того, что крупномасштабное производство ее — неотъемлемая часть программы по атомной энергии. В связи с тем что другие реакторные материалы теплоносители, разбавители горючего и конструкционные материалы — не должны содержать изотопов, имеющи.к большое сечение поглощения нейтронов, применение их в реакторах требует разделения изотопов. Например, ТЬ (N 503)4 может применяться в зоне воспроизводства гомогенного реактора-размно.жителя, —весьма полезный жидкометаллический теплоноситель, а — ценный компонент горючего на основе расплавленных солей. Для целей атомной энергетики было выделено много килограммов изотопа В °, хорош о поглощающего нейтроны. Эффективность поглотителей и детекторов нейтронов, основанных на реакции В п, а)Ь1 гораздо выше в случае применения бора, высокообогащенного по изотопу В , чем при использовании природной смеси, содержащей 19,8% В . Кроме того, в различных методах ядерных исследований (бомбардировка в циклотроне, измерение ядерных свойств и т. д.) требуются небольшие количества отдельных изотопов. Разделенные стабильные изотопы при.меняются как меченые атомы, особенно в тех случаях, когда радиоактивные изотопы [c.334]

Одна из многих ключевых задач плазменной технологии — осуществление интенсивного тепло- и массообмена потока плазмы с вводимой в него химически активной системой, когда необходимо минимизировать теплоотдачу в стенки многодугового плазменного реактора. Многочисленные эксперименты с использованием термопарных измерений показывают, что плазменный поток, сформированный на входе в смесительную камеру, имеет равномерный профиль температуры в центральной части, составляющей до 80 % диаметра горизонтального сечения реактора. Из процессов, осуществленных в плазменных реакторах такого типа, наибольший интерес представляют сильно эндотермические процессы разложения растворов (например, вышеописанный процесс разложения нитрата уранила) в плазменных теплоносителях. Основные недостатки разработанных ранее моделей тепло- и массобмена дисперсной фазы с плазмой кратко суммированы [c.179]

Этот изотоп нептуния представляет значительный интерес ввиду его большого периода полураспада, благодаря которому он может быть получен и исследован в макроколичествах. Поскольку удельная радиоактивность этого изотопа сравнительно мала (около 1 500 ООО а-частиц в 1 мин. на 1 мг, т. е. примерно в тысячу раз меньше активности обычного урана), изотоп Кр сравнительно безопасен в обращении и может исследоваться обычными химическими методами. Изотоп Np образуется в урано-графитных ядерных реакторах в количестве около 0,1 /д от количества Ри зэ. На Хенфордском заводе было выделено несколько десятых грамма этого изотопа [876, 890]. Первое выделение нептуния в виде чистых соединений было произведено, повидимому, Магнуссоном и Лаша-пелем [М65] в 1944 г., причем выделенный ими изотоп Кр2 был получен действием нейтронов на уран. По имени этого изотопа нептуния получило свое название радиоактивное семейство нептуния (4га- - 1) [ЕЗЗ, Н109, С57, 890, 8127], поскольку изотоп Кр23 является наиболее долгоживущим из всех членов семейства (4ге- -1). Сечение захвата для расщепления Np тепловыми нейтронами оказалось равным 0,019- см [062]. [c.178]

Для работы каждого ядерного реактора требуется делящийся материал, т. е. вещество, в котором происходит деление и которое служит источником энергии. Большинство реакторов содержит также материал, который сам по себе не делится, но превращается под действием нейтронов в делящийся материал. Важным ядерным топливом является природный уран он содержит 0,72% делящегося урана — изотопа и 99,27% неделя-щегося материала — изотопа который превращается в изотоп 94Ри. Поперечное сечение захвата медленных нейтронов (т. е. нейтронов с энергией 0,025 эв) у 920 намного меньше, чем у 92и (2,75 по сравнению с 687 барн). Поэтому, хотя при делении ядра в природном уране выделяющиеся нейтроны соударяются намного чаще с только примерно половина из них поглощается, а остальные могут вызвать деление других ядер и. Таким образом, поток нейтронов остается примерно постоянным. Реакции с участием изотопа следующие [c.173]

Среди механически прочных коррозионно-стойких металлов цирконий обладает наименьшим поперечным сеченисм поглощения нейтронов. В активной зоне охлаждаемых водой энергетических реакторов в качестве конструкционного материала применяют преимущественно цирконий. Примером может служить использование циркония для изготовления отдельных внутренних деталей и для плакирования тепловыделяющих элементов кипящих реакторов. Цирконий играет важную роль в водных гомогенных реакторах, где служит материалом контейнеров для раствора сульфата уранила, нагревающегося до 300° С, и обеспечивает прохождение нейтронов из активной зоны в зону воспроизводства без заметного их поглощения. Никакой другой металл с таким небольшим поперечным сечением поглощения нейтронов, как у циркония, не может противостоять коррозии при подобных условиях. [c.165]

Сейдж и Вудфильд [40 ] опубликовали подробный отчет о применении пульсирующей колонны с перфорированными тарелками для экстракции нитрата уранила из разбавленной азотной кислоты растворами трибутилфосфата в керосине или четыреххлористом углероде. Было изучено влияние материала тарелок, размеров отверстий, свободного сечения, расстояния между тарелками, диаметра колонок, частотй пульсации, амплитуды пульсаций, концентраций в водной фазе, концентраций в органической фазе и направления экстракции. [c.252]

Продукты деления, заметно поглощаюш,ие нейтроны в тепловом реакторе, перечислены в табл. 7. 5. В последнем столбце таблицы, дается коэффициент отравления (см. гл. II) для каждого из этих изотопов, т. е. число нейтронов, поглош,аемых продуктом деления, на нейтрон, вызывающий деление в топливе. Значения коэффициента отравления вычислены для постоянной скорости деления и постоянного количества делящегося материала. Такие условия приближенно характерны для реактора, работающего на природном или слабообогащенном уране. Из короткоживущих продуктов деления только Xe содействует значительному поглощению нейтронов благодаря его необыкновенно большому нейтронному сечению. [c.282]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология