Ядерное облучение, оптимальная

В качестве метки используют как готовые радиоизотопы, поставляемые в большом наборе промышленностью, так и радиоизотопы, возникающие непосредственно в исследуемом образце при его облучении нейтронами в ядерном реакторе или бомбардировке заряженными частицами на ускорителях. Применяя готовые изотопы, легче обеспечить необходимую радиохимическую чистоту метки и при совместном присутствии в образце нескольких меток - оптимальное для анализа отношение их концентраций. [c.206]

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 работах [646, 647] приведены результаты изучения механизма возникновения полупроводниковых свойств в материалах на основе облученного полиэтилена для получения органических полупроводников с заранее заданными свойствами. Исследование эффективности различных технологических методов обработки материалов выявило оптимальные условия облучения, наиболее рациональные сочетания и последовательность технологических операций. Радиационную обработку полиэтилена низкой плотности осуществляли либо облучением образцов смешанным у-нейтронным излучением ядерного реактора до приведенных поглощенных доз 1,15-10 — [c.225]

Теоретическую основу подготовки специалистов по технологии производства урана составляют два курса 1) технология природного урана 2) технология облученного ядерного горючего. При изложении этих дисциплин основное внимание сосредоточено на химическом и физико-химическом обосновании технологических процессов. В конспективной форме изложены вопросы, связанные с аппаратурным оформлением ряда технологических процессов приведены схемы конструкций, главным образом оригинальных аппаратов. Это дает возможность оценить применимость тех или иных аппаратов для различных технологических процессов лишь качественно. Однако в настоящее время внедрение в технологию механизации и комплексной автоматизации производства требует более глубоких знаний аппаратурного оформления. Это необходимо при разработке оптимальных режимов эксплуатации действующих производств, проектировании новых рациональных технологических схем, конструировании аппаратов. Эти знания нужны и при проведении научно-исследовательских работ с целью их быстрейшего внедрения в производство. [c.4]

Действие на нейлон ядерных излучений. Известно, что в результате ядерного облучения свойства некоторых пластиков улучшаются. В связи с этим было интересно исследовать влияние этих воздействий на волокна. При этом исходили из следующего при. облучении волокна, например нейлона, ядерными частицами некоторые из них будут выбивать и отщеплять отдельные атомы макромолекул, и образовавшиеся свободные валентности или свободные радикалы будут немедленно насыщаться атомами близлежащих цепей, т. е. произойдет возникновение поперечных связей, что приведет к увеличению прочности волокна, ухудшению его эластических свойств и, вероятно, к повышению устойчивости волокна к действию химических реагентов и микроорганизмов. Одновременно было найдено, что облучение частицами высокой энергии приводит к деструкции полимерных цепей волокна и к разрушению образовавшихся поперечных связей. Поэтому необходимо выяснить, может ли действие одного фактора —образование поперечных связей, —способствующего повышению прочности волокна, превысить действие противоположного фактора (деструкции полимера) необходимо уточнить оптимальную дозу радиации, обеспечивающую наибольшее увеличение прочности облучаемого образца. Экспериментальные работы по этому вопросу находятся пока в зачаточном состоянии, однако до сих пор не было обнаружено улучшения свойств волокон, подвергнутых облучению изменение свойств всегда происходит в сторону их ухудше-284 [c.284]

Получение. Изотопы Ф. получают облучением мишеней из Th, и или Pu на циклотроне ускоренными ионами Ne, О или С, а также при облучении смеси изотопов Pu, m или f в ядерном реакторе нейтронами. В наиб, кол-вах (ок. 10 атомов в год) получают Fm. При оптимальных условиях из 1 г f можно получить неск. микрофаммов Fin. [c.84]

Исследованы оптимальные условия нейтроно-активационного определения марганца в агломерате марганцевой руды при помощи нейтронного генератора, работающего по ядерной реакции Т(й, п) и снабженного графитовым замедлителем нейтронов. При продолжительности облучения 10 мин., потоке 10 нейтрон сек, объеме пробы 100—1000 см можно определить 25—50% Мп со статистической ошибкой 0,5% [83]. Показана возможность определения марганца с помощью нейтронного генератора под действием нейтронов с энергией 14 Мэе [518, 1302, 1314, 1432]. Сечение реакции Мп (и, а) У равно 0,030 + 0,012 барн. Чувствительность при 20 мин. облучении составляет 5 мкг Мп [518]. Определено содержание марганца в стали [1314] путем облучения в нейтронном генераторе 12 з образца в течение 20 сек. потоком 10 нейтрон см сек. Способ применим при анализе магния и титана. [c.102]

С целью минимизации составляющей погрешности измерения площадей фотопиков необходимо снизить степень интерференции гамма-квантов, которая определяется как отношение активностей мешающего и определяемого радионуклидов, и зависит от сечений ядерных реакций, периодов полураспада соответствующих радионуклидов и доли выхода гамма-квантов на распад. В работах [26, 27] методом численного моделирования спектров гамма-квантов проб заданного состава определены оптимальные условия облучения и выдержки с тем, чтобы свести к минимуму или полностью исключ1ггь интерференцию при анализе образцов горных пород, содержащих до 40 элементов. Авторы [26] предлагают пакет компьютерных программ, которые можно использовать для определения оптимальных условий облучения при нейтронно-активационном анализе практически любых материалов. Оценки различных неопределенностей, контроль аналитических погрешностей, разработка программ исследований и требования к качеству НАА рассмотрены в работах [28-33]. [c.8]

Экономичность и безопасность эксплуатации ядерных энергетических установок в штатных, переходных и аварийных режимах зависит от безотказной работы насосов, обеспечивающих циркуляцию теплоносителя в активной зоне, парогенераторах и вспомогательных контурах реактора. В наиболее жестких эксплуатационных условиях функционируют насосы первого контура - главные циркуляционные насосы (ГЦН), прокачивающие облученный теплоноситель, находящийся при высоком давлении и температуре. Из-за большого радиационного фона непосредственный доступ персонала для профилактического осмотра этих насосов затруднен. Поэтому к надежности и работоспособности ГЦН предъявляют повышенные требования, причем проблема заключается в организации оптимального технического обслуживания насосов не по регламенту и наработке, а по их фактическому состоянию. Наиболее уязвимыми узлами ГЦН в настоящее время являются уплотнения и подшипники скольжения. Опыт эксплуатации АЭС в течение 250 реакторо-лет и проведение 128 перегрузок показывают, что отказы ГЦН из-за неисправностей уплотнений относятся к числу основных причин ежегодных простоев АЭС с водо-водяными реакторами типа ВВР, а надежность ГЦН в значительной степени определяется работоспособностью подшипниковых опор. [c.23]

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]

На Третьей международной конференции по мирному использованию атомной энергии (Женева, i964) Пушлёнков с сотрудниками доложили результаты испытаний технологической схемы переработки облученного ядерного горючего, в которой в качестве экстрагента использован ТБФ в смеси с I4 [19]. В большинстве процессов радиохимической технологии применяется 0,2—1,5 Ш раствора ТБФ в инертном разбавителе. Вопрос о преимуществах того или иного разбавителя еще не нашел окончательного решения. Внимание исследователей привлек четыреххлористый углерод [20, 21] вследствие его доступности (причем любой степени чистоты), негорючести, малой вязкости и возможности легкой регенерации. Оптимальные условия разделения и очистки полезных компонентов и другие вопросы применения экстрагента ТБФ + ССЬ в радиохимической технологии могли быть определены только после длительных непрерывных экспериментов с замкнутым технологическим циклом. Сложность проблемы экстракционной переработки твэлов и подчас противоречивый подход различных авторов к ее решению делают целесообразным изложение некоторых общих принципов, положенных в основу данной технологической схемы. [c.459]

Были проведены многочисленные эксперименты [15, 16, 37, 38] с целью нахождения оптимальных условий определения элементов по п, D)-peaк-циям на быстрых нейтронах. В качестве источников быстрых нейтронов использовали нейтронные генераторы и электростатический генератор ЭГ-2 [16, 36], а также нейтроны, испускаемые при делении в ядерном реакторе [36, 37]. В последнем случае облучения проводили в каналах с кадмиевой защитой. Проведенные эксперименты позволили выполнить определения О, 81, Mg и Ре в каменных метеоритах. [c.137]