Продукты деления

Стержневой с удержанием продуктов деления [c.34]

Авторы сочли целесообразным также включить в книгу примеры инженерно-физических расчетов защиты от ионизирующих излучений ядерного реактора и различных источников у-излуче-ния смеси продуктов деления, характерных при химической переработке делящихся материалов. [c.5]

При работе ядерного реактора радиационная обстановка в помещениях, расположенных в непосредственной близости от него, определяется проникающим излучением активной зоны, конструкций реактора и защиты, а также активностью теплоносителя. При остановке реактора радиационная обстановка в реакторном зале обусловлена остаточным у-излучением продуктов деления ядерного горючего, излучением активированных конструкций реактора и защиты. Во всех других помещениях, где расположены коммуникации или элементы оборудования технологического контура, омываемые теплоносителем, радиационная обстановка после остановки реактора определяется отложениями радиоактивных продуктов коррозии и примесей в теплоносителе, а иногда и продуктами деления ядерного горючего. [c.7]

Характеристики у-излучения продуктов деления ядерного горючего, которые можно использовать при расчете защиты реактора после его остановки, подробно описаны в гл. ХП1. [c.7]

Основные характеристики запаздывающих нейтронов деления приведены в 8.1. Средняя энергия запаздывающих нейтронов не превышает 0,5 Мэе, что значительно ниже энергии мгновенных нейтронов. Почти все запаздывающие нейтроны испускаются в течение 1—2 мин после деления. Учитывая низкий выход их по отношению к выходу всех нейтронов деления (менее 1%), с точки зрения расчета защиты ядерного реактора запаздывающими нейтронами можно пренебречь почти во всех случаях, кроме интенсивного разноса продуктов деления по контуру теплоносителя, а также реакторов с циркулирующим топливом. [c.15]

Излучение, возникающее в результате деления ядерного горючего, принято называть первичным. К первичному у-излу-чению относятся мгновенное у-излучение деления и запаздывающее у-излучение продуктов деления. [c.21]

В теплоноситель попадают ядра отдачи (п, р)-, (р, п)- и (п, /)-реакций, происходящих на внешних поверхностях оболочек твэлов. Наличие естественных примесей делящихся элементов в материале оболочек твэлов, возможное загрязнение поверхностей оболочек ураном на заводе-изготовителе твэлов, а также частичная разгерметизация их оболочек во время работы реактора — все это приводит к появлению в теплоносителе продуктов деления ядер. [c.86]

Итак, в теплоносителе появляются активированные ядра в результате 1) процесса активации ядер, входящих в состав самого теплоносителя 2) активации ядер, входящих в состав примесей теплоносителя 3) коррозии поверхностей внутри активной зоны реактора 4) утечки продуктов деления из-под оболочек твэлов 5) ядерных реакций на внешних поверхностях оболочек твэлов (в виде ядер отдачи). [c.86]

Абсолютные значения выхода продуктов деления из топлива зависят от степени разрушения их сердечников и оболочек. Приведенные значения характеризуют соотношение между абсолютными величинами выходов. Из них следует, что основная активность продуктов деления в теплоносителе приходится на радиоактивные благородные газы, галогены (изотопы брома, иода) и теллур. Сорбция и удаление в фильтре приводят к перераспределению активности в группе летучих в сторону относительного возрастания газов. [c.94]

Продукты деления урана, как правило, образуют цепочки радиоактивных превращений. Два осколка деления ядра урана [c.94]

Любой продукт деления и прибывает в теплоноситель, и убывает из него. Прибыль обусловлена самостоятельным выходом изотопа через негерметичность в оболочке и распадом предшественника, если он имеется. Обозначим количество /-го продукта (изотопа) в твэле N9. Скорость выхода его в теплоноситель определяется произведением где г) — коэффициент ско- [c.95]

Скорость убыли продуктов деления из контура теплоносителя определяется процессами, рассмотренными в предыдущих параграфах. [c.95]

Приступая к расчету защиты теплоносителя, следует выявить наиболее мощные источники. При этом необ.ходимо ориентироваться на режим длительной работы реактора на полной мощности. Важно учесть аварийные режимы работы, связанные с понижением эффективности фильтра и частичным выходом продуктов деления из-под оболочек твэлов. [c.100]

Продуктами деления называют искусственные радиоактивные изотопы, образующиеся в результате деления (расщепления) ядер урана, плутония и других тяжелых элементов под действием нейтронов. Это название приписывается также тем изотопам, которые образовались из первоначальных продуктов деления в результате радиоактивных превращений. [c.169]

С продуктами деления чаще всего приходится иметь дело в процессах химической и металлургической переработки облученного ядерного горючего промышленных реакторов при извлечении из него и а также трансурановых элемен- [c.169]

Использование керамического ядерного горючего в виде сферических микротопливных частиц с многослойным защитным покрытием из пироуглерода и карбида кремния, обеспечивающих высокое удержание твердых и газообразных продуктов деления и, следовательно, малую активность первого контура при большой глубине выгорания ядерного горючего и высокой температуре микротвэлов (до 1300—1500° С) [2]. [c.3]

Урановое или уран-плутониевое карбидное топливо по сравнению с окисным имеет существенно более высокую теплопроводность, более высокую плотность ядер деления и низкую замедляющую способность, однако химическая совместимость его с наиболее распространенными материалами оболочек, в частности, нержавеющими сталями и цирконием, гораздо хуже. Так, при температуре 1100° С сталь 0Х18Н9Т науглероживается, зона взаимодействия 100 мкм появляется всего через 6 суток, а с цирконием и карбидом циркония карбид урана образует непрерывный твердый раствор. Карбид урана взаимодействует при 1500 С с ванадием и образует жидкую фазу. Карбид урана хорошо совместим вплоть, до температур 1500—1600° С с карбидами тяжелых металлов (ниобия, молибдена, вольфрама, тантала), а также с пиролитическим углеродом и карбидом кремния. Карбидное топливо сравнительно хорошо удерживает продукты деления. Так, скорость утечки газообразных продуктов деления составляет менее 0,1% (скорость диффузии при температуре 1500°С). [c.10]

Радиационные исследования микротвэлов показали, что вег роятность разрушения защитного покрытия увеличивается с повышением температуры, увеличением интегрального потока быстрых нейтронов и глубины выгорания ядерного топлива. Разрушение плотного пироуглеродного двухслойного покрытия происходит в результате образования трещин, либо из-за увеличения давления газообразных продуктов деления и распухания сердечника, причем в этом случае трещина начинает образовываться на внутренней поверхности защитного слоя, либо из-за упадки наружного слоя плотного пироуглерода в результате воздействия значительного интегрального потока быстрых нейтронов, и тогда трещина образуется на наружной поверхности микротвэла. Анализ более 100 радиационных исследований микротвэлов в США и ФРГ подтвердил справедливость предложенной расчетной модели [16]. [c.16]

Проведенные радиационные исследования шаровых твэлов дали положительные результаты при отсутствии в сердечнике поврежденных микротвэлов большинство выделяющихся газообразных продуктов деления обусловлено только загрязнениями ураном самой графитовой матрицы сердечника. При использо- [c.27]

R/B — относительный выход продуктов делення. [c.27]

Ки/МВт (тепл.), причем 90% активности обусловлено-газообразными продуктами деления и их дочерними производными. При более высокой температуре гелия в контуре обнаружены Zn, и Ag, из них 8Б% активности приходится на 65Zn [16]. [c.28]

Утечка продуктов деления в основном определяется все-таки повреждением какой-то доли содержаш,ихся в шаровом твэле микротвэлов. Радиационные исследования показали, что практически большинство используемых в качестве оболочек или матрицы марок графита при высоких температурах (1000° С) подвержены значительной усадке при интегральном потоке [c.28]

Химическая инертность гелия и возможность высокой степени его очистки от примесей в контуре опытных реакторов ВГР позволяют использовать в качестве оболочек твэлов не только нержавеющие стали, но и ванадий, пироуглерод, карбид кремния и другие керамические материалы [21]. По-видимому, одно из основных преимуществ применения гелия — это возможность использовать в качестве топлива карбиды урана и плутония, что сулит существенное увеличение коэффициента воспроизводства по сравнению с окисным топливом. Нулевая активация гелия, отсутствие существенного замедления им быстрых нейтронов при прохождении через активную зону реактора БГР, а также успешное решение задачи удержания продуктов деления в микротвэлах с керамическими защитными слоями при больших значениях глубины выгорания и возможность непосредственного охлаждения микротвэлов газовым теплоносителем — все эти положительные факторы позволяют реактору БГР конкурировать с реактором-размножителем БН. Основной недостаток гелиевого теплоносителя по сравнению с натриевым — трудности отвода тепла остаточного тепловыделения в аварийных ситуациях при потере герметичности основным [c.31]

В ФРГ под руководством профессора Фёрстера в Центре ядерных исследований в Юлихе в 1970 г. была выполнена работа по определению перспектив развития реакторов-размножителей БГР. Были рассмотрены варианты с окисным и карбидным топливом, со стержневыми твэлами с удержанием продуктов деления и вентилируемыми, микротвэлами и определены параметры гелиевого теплоносителя в случае двухконтурной и одноконтурной схем [23] (табл. 1.8). [c.33]

На рис. 1.10, в пористая матрица 1 также заполняет пространство между двумя оболочками, но продольные подводящие 2 и отводящие 3 каналы расположены равномерно по окружности и примыкают к стенкам. Поперечное течение теплоносителя I сквозь матрицу осуществляется в радиальном направлении, что позволяет снизить затраты мощности на его прокачку. Интересно отметить, что здесь проницаемый каркас может передавать значительные механические усилия от внутренней трубы к внешней. Если внутренняя стенка является оболочкой твэла, то это позволяет полностью разгрузить ее от давления газообразных продуктов деления и изготовить предельно тонкой. Конструкцию, представленную на рис. 1.10, в, можно использовать для охлаждения элементов, подверженных воздействию больишх механических нагрузок, например, подшипников. [c.13]

Относительная роль этих источников в разное время не одинакова. При работе реактора в поле излучения в защите основную роль наряду с первичным у-иэлучение.м играют захватные у-кванты. Кроме того, некоторое значение имеет у-излучение, сопровождающее неупругое рассеяние нейтронов. Остальными источниками в первом приближении можно пренебречь. После остановки реактора наряду с запаздывающим у-излуче-нием продуктов деления важную роль начинает играть активационное у-излучение. [c.27]

Суммарная интенсивность источников уквантов qy r) в активной зоне складывается из интенсивности источников первичного и вторичного у-излучения. При этом некоторая часть q (г), обусловливаемая мгновенным уизлучением деления и у-излу-чением, возникающим при захвате и неупругом рассеянии нейтронов, пропорциональна мощности реактора в рассматриваемый момент времени. Остальная часть ее, обусловливаемая запаздывающим у-излучением продуктов деления и активационным у-излучением, зависит от мощности и режима работы реактора в предыдущий период. [c.33]

Мгновенное у-излучение, у-кванты продуктов деления, низкоэнергетическая часть захватного у-излучения из активной зоны и защиты (с <3 Л4эв) вносят основной вклад в тепловыделение в тепловой защите, корпусе и биологической защите. [c.77]

Активность теплоносителя обусловливает необходимость сооружения защиты вокруг него. Как правило, наиболее мощным оказывается у-излучение радиоактивных ядер теплоносителя. Поэтому защита теплоносителя проектируется прежде всего как защита от у-источников. Вторым по мощности проникающим излучением является нейтронное излучение. Оно может быть результатом распада ядер N , образующихся вследствие реакции (п, p) N или распада некоторых короткоживущих продуктов деления. Во всех случаях энергия нейтронов относительно небольщая и необходимость в специальной защите от них возникает лишь в отдельных случаях. Роль защиты от нейтронов, как правило, выполняет защита от у-квантов. [c.87]

Продукты деления можно подразделить на группы летучие (Кг, Хе, Вг, I, Сз, Те), с относительным выходом 20—100%, малолетучие (5г, Ва), с относительным выходом из топлива около 1%, и нелетучие (2г, Се), с выходом порядка 0,1 % Элементы Ки и Мо образуют летучие окислы, выход которых возрастает до 10% [3, 4]. [c.94]

Материнские продукты деления имеют обычно относительномалый период полураспада и поэтому не успевают проникнуть в теплоноситель, за исключением случая, когда оболочка твэла разрушена так, что теплоноситель начинает контактировать с горючим. Следовательно, наиболее общим моментом является рассмотрение изменения концентрации дочерних продуктов деления в теплоносителе работающего реактора. [c.95]

Защита контура теплоносителя должна обеспечивать снижение уровней излучений до заданных допустимых значений во всех окружающих его помещениях. Эти помещения могут быть обслуживаемыми во время работы реактора и не обслуживаемыми. Для второй категории помещений расчет защиты производится только с учетом остаточного уизлучениЯ, к которому следует отнести долгоживущие продукты активации и продукты деления. При этом обычно имеют в виду радиоактивные ядра с периодами полураспада, измеряемыми часами и ббльщими [c.100]

Глава XIII. ЗАЩИТА ОТ у-ИЗЛУЧЕНИЯ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ [c.169]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...