Радиоактивный быстрых нейтронов

Многие элементы имеют большое сечение активации и дают радиоактивные продукты с удобными для измерений периодами полураспада. Измерение спектров быстрых нейтронов активационным методом основано на применение в качестве детекторов материалов, сечения которых отличаются от нуля лишь после определенной пороговой энергии. Подробно активационные методы спектрометрии нейтронов изложены в [32—36, 44]. [c.1134]

Радиоактивные источники быстрых нейтронов [c.286]

Так как при радиационном контроле используют в основ)1ом тепловые нейтроны, то быстрые нейтроны, выходящие из радиоактивного источника, пропускают через замедлитель, выполненный из легких элементов. При этом поток тепловых нейтронов становится в 10 раз меньше потока быстрых нейтронов, выходящих из источника. [c.287]

Носителями ядерной энергии деления являются тяжелые элементы, поддающиеся делению в одноступенчатом режиме — уран-235, плутоний-239 и в двухступенчатом — уран-238, торий-232. Последние делятся быстрыми нейтронами с получением новых ядерных топлив — плутония-239 и урана-233. Самопроизвольно делятся радиоактивные изотопы Со-60, Sr-90, s-137, Се-144 и др. Синтезу поддаются самые легкие элементы, например изотопы водорода — тритий и дейтерий. [c.42]

Сечение поглощения нейтронов для этой реакции составляет приблизительно от 0,001 до 0,002 значения сечения деления - U, что представляет малое число для тепловых нейтронов и большое — для быстрых нейтронов. Период полураспада Na составляет 15 ч. Ввиду этой радиоактивности необходимо использовать промежуточный контур охлаждения с натрием в качестве теплоносителя, который, не будучи радиоактивным, используется для передачи теплоты от первого контура к парогенератору и перегревателю (рис. 7.14). Так как натрий бурно вступает в реакцию с водой, конструкция парогенератора и перегревателя должна исключить возможность контакта между ними. Как на английском, так и на французском [c.180]

ПОТОКОМ медленных нейтронов внутри теплового реактора (медленные нейтроны обладают большей способностью вступать в подобную реакцию, чем быстрые нейтроны). На рис. 42 схематически представлено типовое устройство для введения исходных веществ в тепловой реактор и возвращения их оттуда после необходимого периода облучения нейтронами. Этот период зависит от величины нейтронного потока, конкретного изотопа, который мы намереваемся получить, и от необходимой удельной активности (или радиоактивности). С обраЗ цами, побывавшими в реакторе и ставшими теперь радиоактивными, следует обращаться на достаточном расстоянии с соблюдением всех мер предосторожности. С высокоактивными веществами необходимо работать с помощью специальных манипуляторов ( механических рук ), отгородившись от опасных материалов свинцовой или бетонной стеной. [c.118]

Основные реакции на легких элементах. Радиоактивные изотопы, представляющие опасность для здоровья, образуются в реакторах при активации ядер теплоносителя, конструкционных материалов и примесей. При этом протекают реакции трех типов захват медленных нейтронов, взаимодействие с быстрыми нейтронами и с быстрыми протонами. [c.125]

Собственная активность чистой воды. При активации присутствующих в чистой воде изотопов кислорода быстрыми нейтронами или протонами образуются четыре важных радиоактивных изотопа и N. В тяжелой воде по (л, у)-реакции на дейтерии образуется значительное количество трития. [c.153]

В настоящее время в экспериментальных и энергетических установках с реакторами на быстрых нейтронах широко используются жидкометаллические теплоносители. Установки с натриевым охлаждением выполняются трехконтурными с несколькими отводящими петлями. На рис. 2.1 показана схема основных контуров реактора Энрико Ферми [3]. В первом контуре исполь-зуется натрий при низком, близком к атмосферному давлении. Применение в промежуточном контуре жидкого металла при повышенном давлении предотвращает утечку радиоактивного натрия из первого контура в случае образования неплотностей в теплообменнике. В третьем контуре протекает вода и водяной пар, направляемые в турбину. [c.52]

Цепная реакция деления ядерного топлива протекает благодаря избыточным нейтронам. Под воздействием нейтронов в облучаемых конструкционных материалах реактора (оболочки твэлов, детали ТВС, внутриреакторные устройства, корпус), а также в теплоносителе и материалах биологической защиты, в газовой атмосфере, заполняющей пространство между реактором и его биологической защитой, многие химически стабильные (нерадиоактивные) элементы превращаются в радиоактивные. Возникает так называемая наведенная радиоактивность, усложняющая эксплуатацию, требующая применения защитных устройств и средств дистанционного обслуживания. Радиационное воздействие быстрых нейтронов вызывает в конструкционных материалах реактора, и прежде всего его активной зоны, существенные радиа ционные повреждения (охрупчивание, распухание, повышенную ползучесть). [c.87]

При рецикле урана и плутония существенно снижаются потребности в природном уране и в мощностях по обогащению урана для реакторов на тепловых нейтронах, доминирующих в настоящее время в развивающейся ядерной энергетике. Однако в этом случае экономически допустима некоторая задержка в сроках практической реализации рецикла из-за отставания в сооружении радиохимических заводов и особенно в решении весьма сложных проблем удаления и захоронения радиоактивных отходов. Но пока нет переработки отработавшего топлива, нет и рецикла урана и плутония. Это значит, что реакторы на тепловых нейтронах могут питаться только свежим топливом, полученным из добытого из недр природного урана, а отработавшее топливо будет находиться в специальных бассейнах или на складах. Эффективное использование ядерного топлива, снижение потребностей в природном уране, безусловно, требуют создания предприятий по химической переработке топлива, отработавшего в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах, и обеспечения рецикла урана и плутония в ядерной энергетике. [c.91]

Радиоактивность подсчитана для продуктов деления, имеющих период полураспада более 5 сут. Видно, что активность отработавшего топлива в течение года после выгрузки снижается на порядок. При времени выдержки 0,5 года основной вклад в радиоактивность дают Zr и Nb, а также и Се. С увеличением времени выдержки радиоактивность определяется главным образом рутением, цезием, прометием и церием. При длительном хранении основной вклад вносят долгоживущие радиоактивные элементы Sr и s. Общая у-активность выгруженного из реактора на быстрых нейтронах топлива через год падает почти в 10 раз, но дальнейшее снижение замедляется и за последующие полтора года уменьшается в раза. Примерно 4—5 % общей у-активности приходится на торцевую зону воспроизводства и 13 % — на боковые (кольцевые) экраны. [c.343]

Затраты на топливо АЭС Захоронение радиоактивных отходов 337, 380—382 Зоны воспроизводства в реакторе на быстрых нейтронах 144 [c.474]

Вследствие высокой радиоактивности жидкометаллических теплоносителей, в частности натрия, для надежной защиты энергетического оборудования применяется трехконтурная схема производства пара. Тепловая схема АЭС Шевченко с реактором на быстрых нейтронах БН-350, совмещенная с опреснительной установкой, показана на рис. 9-31. [c.499]

На рис. 12.22, а показано винтовое уплотнение вертикального вала центробежного насоса для циркуляции расплавленного натрия в атомном реакторе на быстрых нейтронах [35]. Уплотнение заполнено маслом и удерживает радиоактивный нейтральный газ (аргон), защищающий натрий от окисления. Давление газа 0,1...0,2 МПа, давление масла 0,5 МПа. При частоте вращения вала 10(Ю мин" утечки газа составляют менее 0,35 см /мин, утечки масла < 0,6 см мин. [c.413]

Из реакторов на быстрых нейтронах наиболее освоены реакторы с натриевым теплоносителем. Высокая радиоактивность натриевого теплоносителя и его химическая активность требуют особых мер предосторожности при выборе материалов защиты реактора. Это исключает возможность использования в защите реактора такого высокоэффективного защитного материала, как вода, взаимодействий с которой может создать опасные ситуации [58]. Вопросы безопасности быстрых реакторов предъявляют особые требования к использованию в защите и других водородсодержащих материалов с точки зрения их попадания в активную зону реактора, что может привести к опасным колебаниям реактивности. Большие трудности возникают при организации эффективного теплосъема верхней защиты. [c.83]

В случае теплоносителя — обычной воды основной проблемой при работе реактора является защита от излучения самой воды. Наибольшим по удельной активности и интенсивности испускания проникающего излучения оказы-пается у-излучение ядер N . Эти ядра образуются в результате реакции О (я, p)N происходящей на быстрых нейтронах (энергия более 11,6 Л1эо). Радиоактивные ядра распадаются с периодом полураспада 7,35 сек (постоянная распада Л = 0,094 сек )- Каждый распад ядра сопровождается испусканием у-кваятов [c.316]

Известная разность масс нейтрона и протона дает возможность вычислить граничную энергию р-спектра нейтрона и функцию F и, следовательно, теоретически предсказать период полураспада т для свободного нейтрона. Оценка давала значение т 30 мин. Определение периода полураспада такого П14рядка для радиоактивного ядра не представляет никаких сложностей. Тем не менее опыт по обнаружению р-распада свободного нейтрона чрезвычайно труден. Эта трудность связана с тем, что из нейтронов нельзя приготовить неподвижную мишень для последующего измерения ее радиоактивности обычным способом. Свободные нейтроны движутся и их нельзя остановить без того, чтобы они не перестали быть свободными. При этом даже самые медленные нейтроны, образующиеся в результате замедления быстрых нейтронов до энергии теплового движения атомов среды , имеют (при комнатной температуре) скорость v 2 X Х10 Mf eK. Такой нейтрон, войдя в прибор для регистрации р-распада размерами I 10 см, через [c.162]

Кроме малой утечки радиоактивности, газоохлаждающие реакторы имеют другое существенное преимущество перед легководными реакторами термический КПД практически такой же, как и в ТЭС на органическом топ- ливе аналогичной мощности. Таким образом, в конденсатор отводится такое количество теплоты, которое позволяет использовать оборотную систему с градирнями, что существенно для предотвращения теплового загрязнения водотоков и водоемов. В добавление к этому техническая реализация газоохлаждаемых реакторов естественным образом приводит к разработке следующего поколения ядерных реакторов — реакторов - размножителей на быстрых нейтронах. [c.175]

Другим важным преимуществом реактора-размножнтеля с расплавленной солью является то, что конечным продуктом воспроизводства является не плутоний, а уран. Уран, даже будучи радиоактивным, не в такой степени токсичен и опасен, как плутоний. Многие критики программы исследования реактора-размножителя на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем используют только один этот факт как довод, достаточный для перехода на программу реакторов-размножителей с расплавленной солью. [c.182]

Предположим, что теплота в реакторе получается только за счет деления осколков, быстрых нейтронов и энергии бетта-распада. Исходя из этого, определите количество радиоактивных отходов реактора мощностью 1000 МВт (эл.) за день при работе ка полную мощность. [c.208]

Радиоизотопные источники быстрых нейтронов представляют собой ампулы, содержащие трансплутониевый радиоактивный изотоп 2 f спонтанного распада, или а-активный изотоп (наиример, 2 °Ро) в смеси с материалом мишени, или Y-активный изотоп (например, с мишенью, отделенной от изотопа (табл. 9). В качестве мишеней для а-активных изотопов используют бериллий, бор, литий, фтор, углерод и др., а для узктивных изотопов — бериллий и дейтерий. Спектр излучения одного из этих источников показан на рис. И. [c.23]

Авторы использовали следующую методику разработки варианта. Было рассмотрено несколько альтериативных прогнозов развития топливного цикла. Каждый из них представляет собой модель с внутренне присущими тому или иному возможному пути развития ядерной энергетики техническими и экономическими характеристиками в отдельных странах и регионах мира. Целью подобного моделирования было получение картины вероятного размещения ядерных реакторов и другого оборудования на национальном уровне, определение дальнейших потребностей в развитии добычи урана и топливного цикла и выявление задач, связанных с хранением и регенерацией отработавшего топлива и захоропением радиоактивных отходов. В исследовании оцениваются также сроки и темпы внедрения усовершенствованных ядерных технологий, таких как реакторы-размножители на быстрых нейтронах. [c.94]

При работе реактора все оборудование первого контура становится радиоактивным. Причиной этого является загрязнение его радиоактивными продуктами, присутствующими в теплоносителе. На станциях с водоохлаждаемыми кипящими реакторами типа РБМК радиоактивными также становятся питательный тракт, турбинная установка и главные паропроводы. Радиоактивным становится и теплоноситель, циркулирующий через реактор вода в водоохлаждаемых реакторах, двуокись углерода или гелий в газо-графитовых реакторах, тяжелая вода в тяжеловодных реакторах, натрий в реакторах на быстрых нейтронах. Вместе с неорганизованной утечкой теплоносителя через различного рода неплотности оборудования и - в значительной мере - сальники арматуры в воздух помещений АЭС попадают радиоактивные аэрозоли, изотопы иода, криптона, ксенона, цезия и др. Загрязнение воздуха продуктами деления ядер-ного топлива создает значительные затруднения в эксплуатации. [c.2]

В количественном отношении большую долю радиоактивных загрязнений в контуре быстрого реактора в процессе нормальной эксплуатации составляют продукты коррозии конструкционных материалов. Все оборудование контура и коммуникации предполагается выполнить из нержавеющих сталей, совместимых с теплоносителем. Как показывают расчеты, активность теплоносителя, обусловленная продуктами коррозии конструкционных материалов реактора на быстрых нейтронах, определяется теми же изотопами, что и реакторов других типов. Вклад же различных изотопов в полную активность теплоносителя N204 целиком зависит от характера нейтронного спектра. В связи с этим качественно картину радиоактив- [c.60]

В радиоактивные загрязнения контура АЭС на быстрых нейтронах вносит свой вклад и активация элементов самого теплоносителя. Это продукты ядерных реакций (п, р) и п, а), идущих на изотопах кислорода и азота. Основным радиоактивным изотопом, влияющим на радиационную обстановку работающей станции, является короткоживущий азот-16 (Т 1/2 = 1,35 с). Вклад в радиационную обстановку вносит также и фтор-18, образованный в результате взаимодействия высокоэнергетичных протонов отдачи с кислородом-18 по реакции (р, п). Эффективный порог этой реакции 5,5 Мэв с постоянством сечения реакции до 10 Мэв. [c.64]

Радиоактивные индикаторы. Захват нейтрона стабильными ядрами часто приводит к образованию р-ак-тивных ядер. Облучённые нейтронами вещества (индикаторы) в виде тонких фольг (Ап, 1п, Ag, Си и т. д.) помещаются перед детектором р-частиц. Если период полураспада 2 <д значительно больше времени облучения индикатора, то по величине р-активности можно определить кол-во нейтронов, попавших в индикатор аа время облучения. Измерения абс. р-активности требуют знания телесного угла, поглощения и рассеяния р-частиц в самом индикаторе и стенках детектора. Для относит, измерений нейтронных потоков достаточно ограничиться измерениями 8-активностей индикаторов в тождеств, условиях. Так измеряют, напр., пространств, распределение нейтронов в активной зоне реактора. Для измерения интенсивности слабых нейтронных потоков пользуются радиохимия, методом, основанном на Сциларда — Чалмерса эффекте. Для детектирования быстрых нейтронов используются реакции (п, р) (п, 2 п) (п, а), пороги к-рых 10 МэВ, а сечения 0,5 барна, приводящие к образованию р-активных ядер. Бета-расиад короткожи-вущих ядер радиатора (Т>/, й 1с) вызывает электрич. ток в т. н. датчиках прямой зарядки, применяемых для детектирования интенсивных потоков нейтронов. [c.280]

Отработанное ядерное топливо после извлечения из реактора обладает наведённой активностью в неск. млн. Ки на тонну, обусловленной содержанием 3—10% и более осколочных элементов, в осн. короткоживущих. При хранении в течение 2—4 месяцев его активность падает на два-три порядка, затем спад замедляется. Осн. масса долгоживущих радиоизотопов распадается до уровня естеств. фона за 300—400 лет, после чего может быть захоронена. Относительно небольшая доля радионуклидов ( 1%)— малые актиноиды и нек-рые осколки, напр., Тс, I, °Gd с периодами полураспада от десятков до сотен тыс. лет и более—длительно сохраняют высокую радиоактивность и не могут быть захоронены в геол. формации Земли. Такие радионуклиды подлежат извлечению при фракционировании отходов и превращению (трансмутации) в делящиеся или короткоживущие изотопы путём облучения в спец. ядерных реакторах. Использование реакторов на быстрых нейтронах позволяет достаточно полно выжигать все актиноиды, а также уничтожать актиноиды, накапливающиеся в реакторах на тепловых нейтронах, вследствие эфф. превращения их в делящиеся нуклиды. [c.666]

Физические методы определения влажности. К важнейшим физическим (неэлектрическим) можно отнести методы, основанные на использовании 1) радиоактивных излучений — методы ослабления бета- и гамма-излучений и быстрых нейтронов атомами водорода при прохождении через толщу какхрслируемого влажного материала [c.286]

В активной зоне реакторов на быстрых нейтронах выделяется около 85 % всей анергии деления нуклидов, а 15% приходится на зоны воспроизводстья. При большой глубине выгорания в твэлах активной зоны накапливаются продукты деления высокой удельной плотности. Коэффициент воспроизводства плутония в активной зоне (КВА) блиаок к единице. Таким образом, в выгружаемых из активной зоны ТВС с очень высокой радиоактивностью будет содержаться почти столько же делящихся нуклидов, сколько и до облучения. При этом по условиям сокращения периода удвоения плутониевого топлива такие стадии ЯТЦ, как выдержка ТВС в бассейне, химическая переработка и рецикл наработанного и извлеченного плутония, изготовление из него нового топлива, должны быть осуществлены за очень короткое время. Поэтому время нахождения топлива вне реактора принято называть временем внешней части ЯТЦ (Тъи). [c.143]

Еще большую суммарную радиоактивность имеет уран-плу-тониевое топливо реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, выгружаемое из активных зон после глубокого выгорания (100 000 МВт-сут/т и более). [c.341]

Значения удельной радиоактивности и тепловыделения существенны не только для транспортирования, но и для процессов химической переработки топлива (разделка ТВС, их растворение и т. п.). Однако при работе на слабообогащенном уране, без рецикла плутония и при высоких глубинах выгорания топлива, экономика современных легководных реакторов малочувствительна к увеличению времени выдержки отработавшего топлива перед ег5"регенерацией. Увеличение срока выдержки выше трех лет ограничивается v лишь дополнительными затратами на сооружение и содержание хранилищ и мало влияет на топливную составляющую. Иное положение для реакторов на быстрых нейтронах. [c.342]

Летучие и газообразные продукты деления (иод, цезий, тритий, ксенон и криптон) в отработавшем топливе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах составляют - 24% общего количества продуктов деления, редкоземельные элементы 25 %. Летучие и газообразные продукты деления выделяются из твэлор на первых стадиях химической переработки — при разделке и растворении. Их полное обезвреживание представляет собой одну из самых сложных инженерных задач ядерной энергетики. Оно требует применения сложных и дорогостоящих методов их улавливания, концентрирования и безопасного удаления или захоронения, особенно таких долгоживущих радиоактивных элементов, как и 231 и Кг, а также образующегося и накапли- [c.343]

Во Франции, СССР, ЧССР, Японии ведутся исследования и разработки газофторидной технологии переработки отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах. Привлекательными сторонами этого ( сухого ) метода химической переработки являются отсутствие жидких радиоактивных отходов (РАО), относительно малые объемы твердых РАО, не требующих специального концентрирования и отверждения, как это имеет место в водной (осадительной или экстракционной) технологии. Кроме того, газообразные РАО, в том числе водорастворимые (тритий, иод), могут полностью улавливаться и концентрироваться на адсорберах и фильтрах в процессе подготовки (разделки) ТВС и твэлов к фторированию. Отсутствие водных растворов (замедлители нейтронов) позволяет оперировать с большей массой и концентрацией плутония. Все процессы газофторидной технологии можно вести и тонко регулировать на основе дистанционного управления и автоматизации. [c.385]

Хромоникелевая аустенитная нержавеющая сталь, отличающаяся высокой коррозионной стойкостью и прочностью при повышенных температурах, широко применяется в реакторах, работающих на промежуточных и быстрых нейтронах. Она должна иметь минимальное содержание кобальта (до 0,005%) для предотвращения образования радиоактивного изотопа Со . Однако в реакторах, работающих на тепловьВ нейтронах, нержавеющая сталь поглощает их относительно много, что вызывает ухудшение производительности таких реакторов и ограничивает применение ее для этих целей. [c.471]

Атомные электростанции могут быть сооружены в любом географическом районе, в том числе и труднодоступном, но при наличии источника водоснабжения. Количество (по массе) потребляемого топлива (уранового концентрата) незйачительно, что облегчает т >ебования к транспортным связям. АЭС состоят из ряда агрегатов блочного типа, выдающих энергию в сети повышенного напряжения. Агрегаты АЭС, в особенности на быстрых нейтронах, неманевренны, так же как и афегаты КЭС. По условиям работы и регулирования, а также по технико-экономическим соображениям предпочтительным является режим с относительно равномерной нагрузкой АЭС предъявляют повышенные требования к надежности работы оборудования. Коэффициент полезного действия составляет 35—38%. Практически АЭС не загрязняют атмосферу. Выбросы радиоактивных газов и аэрозолей незначительны, что позволяет сооружать АЭС вблизи городов и центров [c.92]

Вещество, находящееся в активной зоне реактора, подвергается бомбардировке нейтронами, образующимися при делении ядер-ного топлива, а также облучению электронами и у-лучами, возникающими в процессе радиоактивного распада продуктов деления. При столкновении быстрого нейтрона с атомом образуется целый каскад смещений. При этом все вначале выбитые атомы, имеющие энергию в тысячи и десятки тысяч электронвольт, способны сами создавать дальнейшие поколения смещенных атомов в результате упругого соударения. Таким образом возникают сложные комплексы дефектов. [c.74]

Додэ, Альбан, Жолио и Коварский очень остроумно проверили гипотезу, согласно которой вторичные нейтроны, испускаемые во время деления, являются быстрыми нейтронами. Эти авторы окружили радиево-бериллиевый источник нейтронов кристаллами уранилнитрата и поместили всю эту систему в центре большого сосуда с сероуглеродом, в котором предварительно растворили 200 мг фосфора. Быстрые нейтроны создавали радиоактивный изотоп фосфора согласно реакции [c.111]

Другой радиоактивный изотоп нептуния был открыт в 1942 г. Уолом и Сиборгом (Калифорнийский университет). Бомбардируя уран быстрыми нейтронами, они наэлюдали другую реакцию нейтрона с ядром урана, сопровождающуюся испусканием двух нейтронов. Таким образом, получился изотоп урана с массовым числом 238 +1—2=237 [c.177]

Впрочем, можно легко устранить вредное воздействие быстрых нейтронов, соответственно замедляя их. Образующиеся в реакторе или в облученном алмазе р- и у-излучения, а также рентгеновские лучи тоже меняют окраску алмаза. Этот временный фактор можно устранить, разогрев алмаз до соответствующей температуры или подвергнув его воздействию солнечного тепла или ультрафиолетового излучения. Нужно будет дождаться, чтобы радиоактивные изотопы, образованные в алмазе, исчезли. Для этого потребуется время, равное самому длинному периоду полураспада искусственных радиоактивных изотопов (возникающих в кристаллах алмаза), умноженному на 4, считая с момента их извлечения из реактора. Эту радиоактивность можно обнаружить с помощью счетчика Гейгера или фотопластинки. Если принять эти меры предосторожности, то окраска, твердость и электропроводность алмаза в дальнейшем уже будут неизменньши. [c.246]

Применяются также трехконтурные АЭС. Примером трехконтурной АЭС с жидким металлическим теплоносителем (натрием) является Шевченковская АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Натрий, циркулирующий в реакторе (первый контур), имеет повышенную радиоактивность. Для повышения безопасности теплота от этого теплоносителя передается рабочему веществу в парогенераторе (третий контур) через промежуточный теплоноситель, которым также является расплавленный натрий. В промежуточном (втором) контуре натрий уже нерадиоактивен. [c.374]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...