Облучение в реакторе

Радиоактивные изотопы золота, свободные от носителя, можно получить посредством различных ядерных реакций с заряженными частицами из изотопов иридия, платины, ртути и таллия. Однако радиоизотопы, полученные на ускорителях, трудно доступны и дороги. Из числа радиоактивных изотопов золота, которые получают нейтронным облучением в реакторе, изотоп Au можно выделить свободным от носителя из облученной нейтронами пла-тины. Этот изотоп образуется по цепочке реакций [c.53]

Экстракция урана и плутония из продуктов облучения в реакторе. Уран, применяемый в качестве реакторного топлива, подвергается изменениям, в результате которых образуется плутоний и сопутствующие ему продукты [383] (Ни, Хе, [c.433]

Деление идет при облучении в реакторах или под действием быстрых нейтронов. [c.325]

Под воздействием облучения в реакторе иа атомах бериллия возможно протекание следующих ядерных реакций [1, 2]. [c.5]

Газонакопление в бериллии при его облучении в реакторе СМ-2 [c.32]

ВЛИЯНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ В РЕАКТОРАХ НА МЕХАНИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА МЕТАЛЛОВ [c.45]

Разработанные в последнее время дозиметры с применением калориметрии [10] позволяют определять дозу, поглощаемую смазочными материалами при облучении в реакторе, непосредственно в радах, что значительно упрощает исследования с использованием реакторного излучения, позволяя проводить облучение различных по химическому составу продуктов до одинаковой поглощенной дозы. [c.245]

Укупорка жидкостей, а следовательно, и масел для облучения в реакторе во многих отношениях является проблемой. Это обусловлено целым рядом требований, как предъявляемых к со- [c.247]

Такой же метод применен для определения молибдена в сплавах плутония с рядом эле.ментов, имитирующих состав плутония после облучения в реакторе [718]. [c.407]

Th, или ионий 1о, — важный исходный материал для получения путем облучения в реакторе [c.1220]

Полный анализ (за исключением облучения в реакторе) длится приблизительно три часа. [c.163]

Получение радиоактивных изотопов на ускорителях путем бомбардировки мишеней заряженными частицами менее производительно, чем облучение в реакторе, и применяется главным образом [c.10]

Позже было получено еш,е восемь изотопов берклия, более тяжелых, чем самый первый, с массами от 244 до 251. Среди mix есть и сравнительно долгоживущ,ие, например берклий-247 с периодом полураспада 1380 лет и берклий-249 прочие же живут лишь часы. Все они образуются в ядерных реакциях в совершенно ничтожных количествах. Лишь берклий-249 (бета-излучатель с периодом полураспада 314 дней) удается получить в заметных — весовых, как говорят радиохимики,— количествах при облучении в реакторах урана, плутония, америция, а еще лучше кюрия. [c.423]

Сырьем для получения этих препаратов служит КС1, облученный в реакторе, в котором образуется из СР по реакции п, р). [c.284]

Рис. 25. Прирост предела текучести материала корпуса реактора, облученного в реакторе II блока НВАЭС при 250 (а) и 270 С (б)

Наряду с этим для определения содержания кислорода может быть использована реакция 0 (7, n)F a. В этом случае проба исследуемого вещества с добавкой соединения лития подвергается облучению в реакторе. [c.127]

Он же получается и при облучении в реакторе плутония-239 захватив два нейтрона, ядро плутония-239 превращается сначала в плутоний-241, который испускает бета-частицу и становится америцием-241. Это ядро также [c.418]

Представление о чувствительности определения активационным методом отдельных элементов можно получить из табл. 17. Приведенные данные относятся к активационным определениям с помощью нейтронного облучения в реакторе, приводящего к образованию короткоживущих изотопов. [c.128]

На рис. 2 и 3 и в табл. 4 представлены некоторые результаты, полученные при температуре облучения в реакторе, равной 80°. [c.173]

Как и в случае облучения в реакторе, следует обратить осо бое внимание на возникновение радиоактивных загрязнений, связанных с активацией примесей, содержащихся в мишени. С этой точки зрения целесообразно производить облучение только тех [c.31]

По-видимому, эффективным будет применение экстракции в радиоактивационном анализе для концентрирования определяемых микроэлементов перед их облучением в реакторе. Это позволит в ряде случаев снизить фоновую радиоактивность макрокомпонента. [c.22]

Величину [1—ехр(—Х )] часто называют фактором накопления. Его значение составляет 0,5, если время облучения в реакторе равно периоду полураспада образующегося изотопа. Через шесть периодов полураспада этот фактор практически достигает максимального значения — единицы. [c.112]

ЗпОа, облученный в реакторе [c.136]

Считают, что число образующихся поперечных связей пропорционально количеству поглощенной энергии и не зависит от типа и интенсивности радиационного облучения. Тем не менее сообщалось, что эффективность процесса сшивания выше при облучении в реакторе, чем при облучении у-лучами [196]. [c.183]

В отношении изменений механических свойств под действием облучения полиэтилентерефталат вполне устойчив при умеренных дозах облучения. Разрывные прочность и удлинение увеличиваются при облучении дозами примерно до 50 Мрад, а при дозах 100—500 Мрад (облучение в реакторе) полиэфир интенсивно окрашивается. Сообщалось, что степень кристалличности, определяемая рентгенографически, при облучении увеличивается [304], уменьшается [305] или не меняется [300]. Снижение температуры стеклования при облучении в атомном реакторе дозами больше 1000 Мрад [306] является, вероятно, следствием снижения молекулярного веса полимера, а также пластифицирующего влияния образующихся низкомолекулярных продуктов деструкции. [c.193]

Выделение следовых количеств урана-237 й нептуния-239 из облученного в реакторе урана с применением экстракционной хроматографии. [c.555]

Графит, использованный в этих исследованиях, представлял собой либо необлученный, либо предварительно облученный в реакторе. материал. Необлученный гра- [c.351]

Р-цию проводят при УФ-облучении в реакторах при непрерывном введении воды в реакц. зону для экстракции образующихся сульфокислот. Полученную смесь отделяют от непрореагировавших парафинов, непрерывно возвращаемых в реактор. Низкая конверсия парафинов (ок. 1%) [c.86]

Длит, хранение переработанных Р. о. (десятки лет) ведется в траншеях, наземных или неглубоких подземных инженерных сооружениях, снабженных системами контроля за миграцией радионуклидов. Захоронение (на сотни лет) проводят в материковых геол. структурах (подземных выработках, соляных пластах, естеств. полостях) и на дне океана в сейсмически неопасных районах. Как теоретически возможное захоронение Р. о. рассматривается превращение (трансмутация) долгоживущих радионуклидов в короткоживущие путем облучения в реакторе или на ускорителе (протонное и 7-выжигание). Выбор вида захоронения зависит от уд. активности и радионуклидного состава Р. о., степени герметизации упаковок и вероятной продолжительности захоронения. Механизмы миграции радионуклидов из мест хранения (или захоронения) в окружающую среду м. б. разными, осн. причина-вьпцелачивание радионуклидов из упаковок и разрушение контейнеров водой. Скорость выщелачивания считается приемлемой на уровне 10 -10 г/см в сутки, что обеспечивает хранение в течение неск. тысяч лет без загрязнения окружающей среды выше допустимых уровней. Согласно Лондонской конвенции по предотвращению загрязнения моря сбросами отходов и других материалов 0972), запрещен сброс в океан отработавшего ядерного топлива, а также нек-рых др. видов Р. о. с уд. активностью, превышающей 5 10 Бк/кг (а-излучатели), 2 10 Бк/кг (р-и у-иэлучатели с периодом полураспада более 1 года, кроме трития), 3-10 Бк/кг (для трития и р- и у-излучателей с Т. , менее 1 года). В настоящее время 6 ч. высокоактивных P.O., образующихся при переработке ядерного топлива в разл. странах, хранится либо в виде жидкостей (кислых или щелочных), либо в виде солевых концентратов в резервуарах из нержавеющей стали (кислые р-ры) или из низкоуглеродистой стали (щелочные р-ры). [c.165]

В качестве исходного материала для облучения в реакторах с целью произ-ва Ри используют т.наз. нормализованный уран - малолегированные сплавы и с содержанием (по массе) 0,04-0,12% А1, 0,02-0,04% Ре и 0,03-0,11% С либо [c.45]

Поливинилхлорид является полимером, находящимся на грани между группой полимеров, подвергающихся преимущественно сшиванию, и группой, подвергающейся деструкции. Барр и Гаррисон [5] и Зисман и Бопп [6] наблюдали такие изменения механических свойств при облучении сополимеров винилхлорида и винилацетата, которые указывают на преобладание деструкции. Лоутон, Бюхе и Балвит [9] относят поливинилхлорид к полимерам, деструктирующимся при облучении быстрыми электронами (0,8 Мэв). С другой стороны, Чарлзби [10] нашел, что поливинилхлорид может образовывать гель при облучении в ядерном реакторе, причем Бопп и Зисман [11] указывают, что после начального размягчения при облучении в реакторе поли- [c.164]

ЭЙНШТЕЙНИЙ [Einsteinium по нмени нем.-амер. физика А. Эйнштейна (А. Einstein)], Es — искусственно полученный радиоактивный хим. элемент, ат. н. 99 относится к актиноидам. Для Э. характерны степени окисления+ 3 и + 2 более устойчива степень окисления -Ь 3. Первый идентифицированный изотоп извлечен из радиоактивной пыли, собранной в 1952 после взрыва американского термоядерного устройства. Этот изотоп образовался в результате захвата во время взрыва ядрами 15 нейтропов и последуюш,их бета-распадов. Известны 14 изотопов Э. с массовыми числами от 243 до 256. Наиболее долгоживущие — альфа-радиоактивный изотоп с периодом полураспада 276 дней и изотоп Es с периодом полураспада 140 дней. Из изотопов Э. легче всего получается (в ядерном реакторе) изотоп 25 Es — альфа-излучатель с периодом полураспада 20 дней. При более длительном облучении в реакторе образуется также изотоп Данных относительно нолучения Э, в металлическом состоянии нет. Мишени из изотопа иснользуют для синтеза более тяжелых трансплутониевых элементов. [c.761]

Нейтронно-активационный анализ (ЫАА). Активационное определение брома выполняют с применением тепловых, надтепло-вых и быстрых нейтронов. Учитывая большие плотности потока активирующих частиц в современных реакторах (10 —10 нейтрон/см -сек) и относительно большие сечения реакций с участием изотопов брома, для его определения в различных материалах в основном используют тепловые и надтепловые нейтроны. В зависимости от временного режима активации анализ ведут по изотопам 8ogj. 82gj, ядерные характеристики и реакции образования которых приведены в главе I. Изотоп в Вг определяют по пику рентгеновского излучения с энергией 0,01163 Мэв, изотоп Вг — по 7-пику с энергией 0,617 Мэв и Вг ( Вг) — по 7-пикам с энергиями 1,04 0,780, 0,618 и 0,544 Мэв (или одному из этих пиков). В соответствии со значениями периодов полураспада перечисленных изотопов время облучения нейтронами по наиболее короткоживущему Вг составляет 1—2 мин., время охлаждения — несколько минут [87, 942]. Определение брома по активности "Вг ведут после 3 мин. облучения в реакторе и 2 час. охлаждения [505, 831]. Продолжительность облучения в методах, основанных на измерении активности самого долгоживущего Вг, зависит от ряда параметров и варьирует в пределах от 30 мин. до 48 час., время охлаждения — от 14 до 170 час. [87, 303, 785, [c.154]

Лоутон, Бюхе и Балвит [28] относят сополимеры бутадиена с акрилонитрилом к полимерам, подвергающимся при облучении быстрыми электронами (800 кэв) преимущественно деструкции. Бопп и Зисман [25, 26], наоборот, нашли, что сополимер бутадиена и акрилонитрила в соотношении 2 1 (хайкар ОН-15) ведет себя при облучении в реакторе подобно 0К-5, если не считать того, что прочность на разрыв при дозе 0,9 10 нейтрон/см имеет максимум на 45% выше начального значения при дальнейшем облучении прочность уменьшается вплоть [c.181]

Обычно анализ выполняют в радиохимическом варианте, в котором после облучения в реакторе производят химическое выделение кадмия (с добавлением его нерадиоактивных изотопов-носителей или без них) и измеряют активность выделенного препарата [373J. [c.137]

Рис. 7.76. Относительное изменение эффективности преобразования пары пьезоэлементов из керамики ЦТС-19 в процессе облучения в реакторе ИРТ-МИФИ при резонансных частотах 227 (о), 168 ( ) и 73 кГц (Д)

В результате в элемент № 97 даже в оптимальных условиях превращается меньше 1 % ядер элемента № 92. Уже поэтому берклий не может быть не дорог. К этому следует добавить, что и само облучение в реакторе, да не в обычном, а в специальном, с большими потоками не1"1тронов, и несколько промежуточных химических переработок высокоактивных облученных мишеней обходятся очень дорого. [c.424]

Предварительное облучение в реакторе сильно увеличивает скорость окисления графита в области температур 250—400°. Отнощение скоростей реакций облученного и необлучеиного графита уменьщается с увеличением температуры реакции от 5—6 при 300—350° до 2,3 при 450°. Увеличение скорости реакции является результатол каталитического влияния в следующем смысле. Некоторые смещенные атомы при повыще-нии температуры до температуры реакции отжигаются, и при самых высоких температурах в образце присутствует только —Г% смещенных атомов. Из результатов, полученных при 400°, ясно следует, например, что эта более высокая скорость окисления продолжает оставаться, даже когда уже окислено 20—25% образца. Таким образом, смещенные атомы сами преимущественно не окисляются, а каким-то образом способствуют окислению образца в целом. Этот эффект не вызывается увеличением поверхности образца, так как из последней работы Спалариса [10] известно, что поверхность и пористость графита (при любых размерах пор) значительно уменьшаются после облучения в реакторе при комнатной температуре (поверхность уменьшается примерно на 40% при облучении интенсивностью 4- 0 ° нейтрон см ). [c.357]

При нейтронном облучении в реакторе могут иметь место следующие ядерные процессы радиационный захват п, у)-, радиационный захват с последующим р-раопадом промежуточного ко-роткоживущего изотопа и образованием радиоактивного изотопа элемента, соседнего с облучаемым элементом мишени реакции с изменением атомного номера ядра— (п, р) и (п, а). [c.22]

В табл. 8 приведены выходы меченных тритием продуктов, образующихся при облучении в реакторе смеси карбоната лития и спирта потоком нейтронов (2,0- 10 2 нейтр1см сек) в течение 5 ч. Выход меченых продуктов выражен в процентах относительно активности материнского соединения, т. е. облучаемого спирта [123]. [c.65]

Сравнение АТ, полученных при испытании образцов Шарпи на статический изгиб и удар из малоуглеродистой стали с контролируемым размером зерна, раскисленной алюминием, облученной в реакторах Калдера при 150° С, дано в табл. 10.3. [c.413]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология