Реактор ядерный как источник излучения

Эффективность использования у-излучения ТВЭЛ онределяется длительностью работы ТВЭЛ в ядерном реакторе и в радиационно-химич. установке, мощностью реактора, приходящейся на ТВЭЛ, временем, затрачиваемым на транспортировку ТВЭЛ из реактора в радиационную установку, а также габаритами и конструкцией ТВЭЛ (самопоглощение в облучателе). Применение ТВЭЛ и РК, хотя и не столь эффективно в смысле использования атомной энергии, как использование кинетич. энергии осколков, но достаточно для осуществления высокоэффективных радиационно-химич. процессов, протекающих по цепному механизму с большими выходами. Использование реактора как источника излучений является перспективным также и в связи с этими возможностями. [c.168]

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ КАК ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЯ [c.67]

Источниками излучений большой энергии, используемыми в радиационной химии, могут служить отходы, получаемые при работе ядерного реактора. При делении каждого ядра образуются два новых ядра с приблизительно равными массами. Эти продукты образуют группу изотопов с массовыми числами от 72 до 162. Атомы продуктов деления нестабильны в процессе р-распада идет превращение одного химического элемента в другой. В ряде случаев образующееся после испускания Р-частицы ядро находится в возбужденном состоянии переход такого ядра в нормальное или основное состояние сопровождается излучением одного или нескольких у Квантов. [c.257]

Другими источниками излучения являются некоторые искусственно получаемые радиоактивные изотопы, в частности Со. Такие радиоактивные вещества получаются в ядерных реакторах при облучении нейтронами различных материалов. В зависимости от времени облучения нейтронами, можно получить препарат с определенным содержанием изотопа Со, т. е. препарат определенной активности. Период полураспада Со равен 5,3 г. Энергии у-лучей Со равны 1,16 и 1,30 Мэе. [c.258]

Для осуществления радиационно-химических процессов используются различные источники излучений. Одним из наиболее распространенных является радиоактивный кобальт с уизлучением, имеющим энергию более (1 МэВ). На практике начали применяться ускорители электронов, а также способы непосредственного использования излучений ядерных реакторов. [c.200]

Др. путь использования Я. р.— инициирование хим. р-ций с помощью v-излучения, сопутствующего делению ядерного горючего. Для проведения таких процессов перспективны радиационно-хим. реакторы, в радиац. контуре к-рых циркулирует в-во, активируемое нейтронами и излучающее 7-кванты вне активной зоны реактора в среде хим. реагентов. Источником -излучения может служить индий-галлиевый сплав, а также теплоноситель реактора, напр, расплав натрия. Более мощные потоки 7-и.злучения получ. в радиац. контурах с делящимися рабочими,в-вами — жидкими, твердыми или газообразными. Разрабатывается проект реактора с циркулирующим тв, топливом. [c.725]

ИЗГОТОВЛЕНИЕ ИСТОЧНИКОВ ИЗЛУЧЕНИЙ ОБЛУЧЕНИЕМ ЗАГОТОВОК В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ [c.121]

Радиационно-химические реакции протекают под действием излучений высокой энергии — высокочастотных электромагнитных колебаний( рентгеновских лучей и у-лучей) и частиц большой энергии (электронов, протонов, нейтронов, а-лу-чей). В качестве источников излучения применяются ядерные реакторы, ускорители частиц, радиоактивные изотопы (долгоживущие) и т. д. [c.195]

В радиационно-хим. установках используют долгоживущие изотопные источники излучения (чаще всего Со) мощностью до 50 кВт и ускорители электронов (энергия 0,5—1,5 МэВ, мощность до 100 кВт). Перспективные источники — радиац. контуры, позволяющие комплексно использовать ядерное горючее. Радиац. контур состоит из генератора активности, облучателя радиационно-хим. установки, соединяющих их коммуникаций и устройств для перемещения по контуру рабочего в-ва. В генераторе, расположенном вблизи активной зоны ядерного реактора, рабочее в-во захватывает нейтроны с образованием короткоживущих радионуклидов, у-излучение к-рых затем используется в облучателе. В опытных радиац. контурах примен., напр., индий-галлиевый сплав разрабатываются пром. радиац. контуры такого же типа, а также с рабочими в-вами на основе и. Мощность радиац. контуров — 10 — 10 кВт получаемое 7-излучение в 5—10 раз дешевле излучения Со, [c.489]

В отличие от фотохимии, которая для воздействия на вещество использует только фотоны со сравнительно низкой, порядка 1—10 эв энергией, радиационная химия располагает для этого весьма большим набором высокоэнергетических частиц с энергией 10 —10 ав. К ним относятся -у-кванты, быстрые электроны, быстрые ядра — протоны, дейтоны, тритоны, а-частицы, осколки деления и нейтроны. Для получения этих частиц используются ускорители, ядерные реакторы, рентгеновские трубки и изотопные источники излучения. Подробное описание источников ионизирующих излучений и методов их использования в радиационно-химических исследованиях можно найти в монографиях [37, 48, 374].. [c.360]

Использование в качестве источников излучения отходов ядерных реакторов (тепловыделяющих элементов — ТВЭЛ) позволяет не только широко развернуть исследования по осуществлению многих химических процессов под действием ионизирующих излучений, но и ставить вопрос о их практической реализации. [c.270]

Работа с ядерными реакторами представляет определенные трудности, поэтому для радиационной полимеризации практически применяются источники излучения б и в , Процесс радиационной полимеризации этилена в достаточной степени разработан по этому методу работает несколько промышленных и полупромышленных установок в Англии, Японии и других странах. [c.71]

При анализе проб на содержание ванадия измеряют и составляют активность образовавшегося радиоизотопа с периодом полураспада 3,8 мин по -пику 1434 КэВ на -спектрометре 10]. В зависимости от концентрации элемента в исследуемом продукте масса пробы находится в пределах 0,1 - 1 г. Время облучения пробы колеблется от 15 - 30 с до нескольких минут и зависит в большей степени от типа применяемого источника излучения, а также от концентрации элемента. В качестве нейтронного источника широко используются ядерные реакторы различной мощности. В случае их использования пробу продукта запаивают в полиэтиленовую ампулу и помешают в канал реактора. Сообщается, [c.3]

Снижение стоимости очистки сточных вод может быть достигнуто только при одновременном решении двух проблем. Первая из них, которой должны заниматься и которой занимаются специалисты по радиационной химии, это — интенсификация радиационной очистки, т. е. изыскание условий, при которых радиационные процессы будут протекать с большими выходами. Вторая проблема — снижение стоимости источников излучения. Представляется необходимым изыскание путей производства дешевых радиоактивных изотопов °Со и Сз. Относительно Сз в гл. VI уже упоминалось, что, по мнению американских ученых, его производство могло бы быть существенно усовершенствовано, во много раз увеличено и, очевидно, удешевлено, если он будет использоваться в большом масштабе. В настоящее время это производство значительно ниже возможностей ядерной промышленности. Что касается Со, то, по мнению некоторых ученых, при эксплуатации энергетических реакторов имеется возможность использовать часть нейтронов для активации кобальта без существенного снижения мощности реактора. Для этой цели, вероятно, можно было бы использовать нейтроны утечки и нейтроны из запаса реактивности. Тогда стоимость Со существенно снизится. Но этот вопрос, конечно, не может быть здесь обсужден сколько-нибудь подробно, он требует специального рассмотрения. Требуется также разработка и проверка в производственных условиях ускорителей, дающих мощный поток электронов с достаточной высокой энергией, стабильных и надежных в работе. И, далее, необходимы исследования возможностей, предоставляемых для радиационной очистки реакторными петлями и СПД. Весьма перспективным представляется использование реакторов атомных электростанций — не только для получе- [c.137]

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]

В целом ядерные реакции во многих случаях широко используются в изотопной технике — для получения радиоактивных изотопов из стабильных на ускорителях и в реакторах [18-22], в активационном анализе, в детекторах частиц, источниках излучения и т.д. При этом реализуются разные типы реакций, которые будут обсуждаться в соответствуюш,их разделах данной книги. [c.25]

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]

Ядерный реактор, как источник ионизирующих излучений, является довольно сложным комплексом. На рис. 3.1 приведена упрощенная схема возможного использования энергии излуче-- [c.42]

Характеристики различных носителей для радиационных контуров [2] показывают, что но удельной мощности наилучшие показатели имеет индий и его сплавы, а по эффективности использования нейтронов — натрий. Первый дает у-кванты с энергией 2,12 Жэе и имеет период полураспада 54 мин, а второй дает у-кванты с энергией 2,75 Мэе, период полураспада —14,9 мин. Теория радиационных контуров разработана довольно подробно [2] и проверена экспериментально. По американским данным реактор на 240 Мет тепловой мощности может дать в контуре с натриевым носителем 900 кет мощности у-излучения. В работе [3] рассматривают его как наиболее дешевый источник излучения. Принципиальным недостатком этого источника является то, что он привязан к ядерному реактору и поэтому его использование для целей очистки воды не всегда может быть удобным. [c.118]

Радиационно-химические реакции происходят при воздействии ионизирующих излучений высокой энергии — высокочастотных электромагнитных колебаний (рентгеновские лучи и 7-частицы) и частиц большой энергии (ускоренные электроны, р- и а-частицы, нейтроны и др.). В качестве источников излучения при.меняются изотопные установки (с использованием долгоживущих радиоактивных изотопов, например, кобальта-60), ядерные реакторы, ускорители частиц и т. п. [c.280]

В последние годы в связи с развитием атомной техники и созданием мощных источников излучения (ускорителей электронов, ядерных реакторов и др.) учеными предпринимаются попытки использовать воздействие излучения для изменения свойств катализаторов. Действуя ионизирующим излучением на диэлектрики, можно вызвать появление у них свободных носителей тока. Облученные диэлектрики, например двуокись кремния (кварц, силикаге.чь), окись алюминия, способны катализировать некоторые окислительно-восстановительные реакции. Это новое направление представляет большой интерес и сейчас развивается многими учеными. [c.196]

Источники излучений, применяемые в радиационной химии, можно разделить на две группы радиоактивные изотопы (естественные и искусственные) и ускорители. Первая группа включает такие классические излучатели, как радий и радон, а также позже открытые кобальт-60, цезий-137 и стронций-90. Наиболее ранние и распространенные установки второй группы — это хорошо известные трубки для получения рентгеновских лучей, разработанные в современном виде Кулиджем в 1913 г. К этой же группе примыкают ускоритель Ван де Граафа, бетатрон, циклотрон и другие типы ускорителей. Ядерный реактор с некоторыми оговорками можно отнести к первой группе. [c.14]

В радиационно-хим. установках используют долголшву-щие изотопные источники излучения (чаще всего Со) мощностью до 50 кВт и ускорители электронов (энергия 0,5—1,5 МзВ, мощность до 100 кВт). Перспективные источники — радиац. контуры, позволяющие комплексно использовать ядерное горючее. Радиац. контур состоит из генератора активности, облучателя радиационно-хим. установки, соединяющих их коммуникаций и устройств для перемещения по контуру рабочего в-ва. В генераторе, располо-женпон вблизи активной зоны ядерного реактора, рабочее [c.489]

Этиленгликоль можно получить радиационно-химическим методом из метилового спирта [65]. Для этой цели используют у-излу-чение отработанных тепловыделяющих элементов ядерных реакторов (ТВЭЛ) п других источников, а также источники -излучения. Метиловый спирт для синтеза может содержать до 30% воды. Наряду с этиленгликолем образуются формальдегид, вода, окись углерода, водород, метап. Выход этиленгликоля составляет 65—70%) от теоретического, а формальдегида — около 20%. Присутствие кислорода приводит к сиюкению выхода этиленгликоля и повышению выхода формальдегида. Для повышения выхода этиленгликоля предложено проводить процесс в прнсутствип закиси азота. Реактор мощностью 138 МВт может обеспечить 50 тыс, т в год этиленгликоля с достаточно низкой себестоимостью. [c.66]

В своем отчете за 1959—1960 гг. Нэйшнл ризерч лаборатори , одна из организаций Южно-Африканского совета по научным н техническим исследованиям, сообщает о наличии замечательных ионообменных свойств у фосфомолибдата аммония — соединения, хорошо известного аналитикам, которые встречаются с ним в распространенном методе определения фосфатов. Согласно отчету южноафриканских исследователей, одним из выдающихся свойств этого соединения является его способность к селективному обмену одновалентных катионов. Так, например, оно обменивает свой аммоний на цезий, который удерживается так прочно, что это обстоятельство можно использовать для селективного выделения цезия-137 из продуктов деления в ядерных реакторах. Это очень важно, так как время полураспада цезия-137 очень велико и этот изотоп обещает стать важным промышленным источником излучения. [c.209]

Потенциально важными источниками излучения высокой энергии являются продукты деления, получаемые в ядерных реакторах. Исходя из требований относительно энергии и времени полураспада, можно считать, что полезные р-излучатели среди продуктов распада ограничиваются следующими мате-ринскими-дочерними парами Се — Рг % и [c.28]

Правда, в последние годы у химиков появилась возможность переделывать каталитическую природу диэлектриков. Здесь на помощь приходят атомная техника и мощные источники излучения (ускорители электронов, ядерные реакторы и др.). Ионизирующее излучение вызывает в диэлектриках появление свободных носителей тока. Облученные диэлектрики двуокись кремния (кзарц, силикагель), окись алюминия способны катализировать некоторые окислительно-восстанови-тельные реакции. Это новое направление представляет большой интерес и сейчас развивается многими учеными. [c.14]

Второму этапу развития метода принадлежит следующее десятилетие. Разрабатывается теоретическая часть метода, большинство работ посвящается ядерной физике. Получает развитие сшштилляционная гамма-спектрометрия, появляются многоканальные анализаторы, становятся доступными нейтронные генераторы н другие источники излучений. Метод находит применение в некоторых областях науки и техники. Текущий период характеризуется дальнейшим развитием метода, применением полупроводниковых детекторов, автоматизацией гамма-спектрометрии и обработки результатов анализа, автоматизацией радиохимии, развитием импульсных реакторов и т. д. Несмотря на относительно короткий срок своего развития, активационные методы в настоящее время являются одними из ведущих в современной аналитической химии. Активационный анализ основан на ядерных взаимодействиях, происходящих при облучении исследуемого образца потоком ядерных частиц или квантов с достаточной энергией и свойствах возбужденных радиоактивных атомных ядер. Теоретическая часть метода подробно рассмотрена в ряде монографий [302—304]. Основное уравнение активационного анализа имеет вид [c.76]

Ядерные процессы сопровождаются а, 3- и у-излучениями. При делении атома урана выделяется энергия 200 Мэе. Около 5% общего количества энергии выделяется в виде у-излучения. Это излучение обладает высокой энергией, хорошей проникающей способностью и используется для инициирования химических реакций. Источники излучения могут быть помещены внутри полимеризационной установки или в непосредственной близости от нее. Однако если источниками из хучепия являются отработанные топливные элементы ядерных котлов, то они в состояния инициировать полимеризацию, находясь на некотором близком расстоянии от реактора полимеризационной установки. [c.71]

Когда в качестве источника излучения используются отработанные топливные элементы ядерных котлов, установка полимеризации помещается непосредственно вблизи последних, так как отработанные топливные элементы после выгрузки в связи с мощным остаточным излучением некоторое время не траншортабельны на большие расстояния. После выгрузки из реактора активность топливных элементов, которые используются на установке, составляет около 300 млн. кюри, по через три месяца снижается примерно до 1 млн. кюри. [c.72]

Двухцелевое использование атомной энергии является, вероятно, основным направлением ее технической реализации [600]. Атомный реактор является источником тепла и излучения. Поэтому, в дополнение к использованию тепла атомного реактора для генерации электроэнергии или технологического использования этого тепла в химической и металлургической промышленности, перспективны.м является использование атомного реактора также в качестве источника излучения для создания радиационно-химической технологии, Эта уникальная особенность ядерного реактора может проявиться лишь в том случае, когда энергия ионизирующего излучения используется по своему, отличному от теплового, прямому назначению [601]. Для процессов радиолиза наиболее просто использовать у-излучение, нейтроны, а-час-тицы. Лишь в случаях, когда требуется наиболее эффективное использование энергии реактора, используют осколки деления [602, 988]. В лучшем случае для радиационно-химических целей может быть использовано от 1 до 5 % тепловой мощности ядерного реактора [602]. При использовании только у-излучения эта доля еще ниже и составляет всего 0,3—0,5 % от тепловой мощности реактора [603, 604], остальная мощность ядерного реактора должна быть направлена на получение чисто тепловой или электрической энергии. Использование атомного реактора в качестве источника излучения для получения водорода рассматривается некоторыми исследователями [602] как наиболее энергетически эффективное. [c.409]

В качестве источников излучений наиболее широко применяют радиационно-химич. установки с изотопными источниками у-излучения Со. Большое значение приобретают Р-излучатели. Естестпештые радиоактивные источники дороги и недостаточно мощны для использования в больших установках. Значительно болоо мощными источниками являются ядерные реакторы, их тепловыделяющие элементы, а также радиоактивные изотопы, образующиеся при работе реакторов. [c.125]

Введение. Применение сильных источников излучения (терапевтическая аппаратура, кобальтовые пушки, ядерные реакторы и т. д.) и связанные с этим вопросы дозиметрии потребовали новых точных и простых в обра-ш ении дозиметров. Поскольку обычные физические методы регистрации излучения в поле очень больших мощностей дозы становятся непригодными, большое значение приобретают химические дозиметры. В принципе такой дозиметр представляет собой систему, химические или физические свойства которой при поглощении энергии излучения заметно изменяются. Так, при действии излучения речь может идти об изменении валентности, распаде или соединении, образовании окрашенных центров или о синтезе нового соединения. Химические дозиметры можно разделить на три группы. [c.395]

Г0РЯЧх4Я ЛАБОРАТОРИЯ — лаборатория, предназначенная для работы с радиоактивными препаратами высокой активности (до сотен тысяч кюри). В Г. л. производят выделение плутония и других трансурановых элементов, переработку тепловыделяющих злементов ядерных реакторов и продуктов деления, исследование физич. и химич. свойств материалов, обладающих высокой активностью, приготовление мощных источников излучения, радиохимич. очистку изотопов, радиохимич. анализ и т. д. Основная сиецяфич. особенность Г. л. — необходимость проведения работ при условии биохимич. защиты персонала, помещения и окружающей местности от проникающего радиоактивного излучения и загрязнения радиоактивными веществами — аэрозолями, пылью, жидкостями, парами и т. д. Опасность облучения персонала исключается благодаря хорошо разработанным системам защиты, дозиметрич. контроля, сигнализации и автоблокировки. Группа токсичности и класс Г. л. определяются степенью возможной опасности работы (вид и энергия излучения, физич. состояние источников, количество радиоизотопов и их относительная токсичность и т. д.). [c.500]

Можно использовать нейтроны и у-излучение непосредственно в реакторе, если прокачивать облучаемый материал через зону реактора. Однако и в этом случае нейтроны создают радиоактивные загрязнения, активируя атомы облучаемой смеси. В другом варианте нейтроны ядерного реактора активируют теплоноситель, транспортируемый к реагирующим компонентам. Если в качестве теплоносителя применять жидкий натрий, то натрий активируется, проходя через реактор под действием потока нейтронов возникает радиоактивный натрий-24 (с периодом полураспада 15 ч), который излучает у-кванты с энергией 1,37 и 2,75 Мэе. Вне реактора излучение радиоактивного натрия можно использовать для инициирования различных химических процессов. Этот метод предпочтительнее, поскольку продукты химических превращений не загрязняются радиоактивными изотопами и режим действия реактора не нарушается. Для получения долгоживущих изотопов используют нейтронное излучение при активации стабильного изотопа соответствующего элемента, помещенного в активную зону реактора. Так, например, получают кобальт-60 из кобальта-59. Тепловыделяющие элементы реактора (стержни) периодически заменяются. При извлечении из активной зоны они очень радиоактивны. Интенсивность излучения быстро уменьшается в результате распада короткожи-вущих изотопов. В это время стержни можно непосредственно использовать как интенсивный источник радиации. Практически срок использования излучения стержней составляет 3- месяца. После того как большая часть короткоживущих изотопов распадается, стержни поступают на химическую переработку для повторного извлечения горючего и очистки их от продуктов деления с большими периодами полураспада. Смесь продуктов деления, имеющая значительный уровень радиации, также может длительное время служить источником излучения. В конечном счете из этой смеси выделяются отдельные радиоактивные изотопы, такие, как цезий-137 и стронций-90, которые служат хорошими источниками - и у-излучения. [c.28]

Ввиду малой распространенности радия в природе и его высокой стоимости в современных исследованиях обычно применяются искусственные радиоактивные источники у-излучения, мощность излучения которых может в тысячи раз превышать мощность самого большого радиевого источника. Широкое применение нашел кобальт-60, который испускает моноэнергетиче-скне -лучи 1,17 и 1,33 Мэе, имея период полураспада 5,3 года. Он обычно изготовляется в виде металлических препаратов, ампулированных для предотвращения распространения радиоактивности. Из других искусственных источников излучения можно назвать изотоп цезия Сз с периодом полураспада около 30 лет. Он является продуктом деления и вырабатывается в больших количествах в ядерном реакторе. [c.47]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология