Излучение ядерного реактора ионизирующее

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]

Во втором томе рассмотрены физико-технические аспекты защиты от ионизирующих излучений на ядерных реакторах, на заводах по переработке делящихся материалов, в урановых шахтах, иа ускорителях элементарных частиц, на космических кораблях. [c.4]

Построены и работают специальные ядерные реакторы с очень высокими потоками нейтронов для физических исследований и для получения трансурановых, элементов. Созданы крупнейшие материаловедческие лаборатории, исследующие поведение расщепляющихся и конструкционных материалов в условиях высокой температуры, радиации и химически агрессивной среды. Построены заводы стабильных изотопов. Все более широкое применение находят ионизирующие излучения. Радиоактивные изотопы и ядерные излучения используются в промышленности (дефектоскопия, автоматизация и др.), медицине (диагностика и лечение), биологии (генетика), сельском хозяйстве (повышение урожайности), химии (органический синтез). [c.410]

Под радиационной стойкостью электроизоляционных материалов понимают способность выдерживать воздействие ионизирующих излучений, т. е. излучений, вызывающих ионизацию атомов и возбуждение электронов. Среди разнообразных видов таких излучений наибольшую опасность для электроизоляционных материалов представляют гамма-излучение и нейтронное излучение, способные проникать в вещества на большую глубину — порядка десятков сантиметров. При использовании электроизоляционных материалов в ядерном реакторе они подвергаются воздействию смешанного излучения, в котором главную роль играют составляющие гамма- и нейтронного излучения. [c.199]

Керамика на основе оксида бериллия (ВеО) отличается высокой теплопроводностью, что сообщает ей высокую термостойкость. Прочностные свойства невысокие. Оксид бериллия обладает способностью рассеивать ионизирующее излучение высоких энергий, применяется для изготовления тиглей, для плавки некоторых чистых металлов, в качестве вакуумной керамики в ядерных реакторах. [c.138]

Наряду с теплотой ядерный реактор выделяет большое число радиоактивных нуклидов, приводящих к интенсивным ионизирующим излучениям активной зоны и оборудования первого контура. Для станции электрической мощностью 1000 МВт равновесная активность составляет 0,27 10 Ки. Однако эксплуатация АЭС показывает, что конструкции твэлов и всего оборудования первого контура обеспечивают надежную локализацию активности. Активация водного теплоносителя обусловлена активацией атомов кислорода и продуктов коррозии или примесей, имеющихся в теплоносителе. В связи с этим необходимо предъявлять особо высокие требования к качеству конденсата и герметичности первого контура. [c.349]

Можно привести длинный перечень методов определения температуры в ядерных реакторах. Однако специфика их использования требует особого рассмотрения. Датчик температуры в активной зоне реактора подвергается влиянию не только механических и химических факторов, но и воздействию интенсивных потоков ионизирующих излучений. Облучение вызывает радиационные изменения свойств материалов и приводит к радиационному легированию вследствие ядерных реакций 122]. [c.92]

Наиболее часто в ядерных реакторах применяют термопары, обладающие преимуществами перед другими термодатчиками. Термопары имеют малые размеры термочувствительного элемента и относительно низкую восприимчивость к ионизирующим излучениям [67, 122]. Однако есть работы, указывающие на влияние высокой плотности потока нейтронов на термо-ЭДС. Поэтому при облучении в потоке больше нейтр./(см -с) [c.92]

Лабораторные и петлевые исследования под облучением. Наличие поля ионизирующего излучения является одной из основных отличительных особенностей процесса теплопередачи от ядерного горючего к циркулирующему теплоносителю атомной электростанции. Поэтому при создании водоохлаждаемых ядерных реакторов вначале исследовалось влияние ионизирующего излучения на процессы отложения. Работы выполнялись с предварительно приготовленными (синтетическими) продуктами коррозии на ускорители электронов в качестве источника ионизирующего излучения [6]. В работе [7] использовалась экспериментальная установка того же типа с продуктами коррозии углеродистой стали и образцами из циркалоя. Была получена количественная информация, позволяющая сделать следующие выводы [c.291]

Физические процессы, происходящие в активной зоне ядерного реактора, вызывают два вида радиационной опасности ионизирующее излучение и радиационное загрязнение. [c.234]

Керамика на основе оксида бериллия отличается высокой теплопроводностью, что сообщает ей высокую термостойкость. Прочностные свойства материала невысокие. Оксид бериллия обладает способностью рассеивать ионизирующее излучение высоких энергий, н.меет высокий коэффициент замедления тепловых нейтронов, применяется для изготовления тиглей для плавки некоторых чистых металлов, в качестве вакуумной керамики в ядерных реакторах. Летучесть спеченных оксидов в вакууме показана на рис. 239. [c.516]

В качестве источника ионизирующего излучения при радиоскопии чаще применяют рентгеновские аппараты, реже линейные и циклические ускорители, а также радиоизотопные источники большой мощности. Перспективно применение нейтронного излучения, получаемого в ядерных реакторах или генераторах нейтронов. [c.349]

Керамика из оксида бериллия ВеО характеризуется высокой теплопроводностью и термостойкостью, температурой плавления 2580 °С, плотностью 3,03г/см , низкой прочностью, хорошо рассеивает ионизирующее излучение и замедляет тепловые нейтроны. Поэтому используется в конструкции ядерных реакторов и для изготовления тиглей для плавки металлов. Недостатками этой керамики является высокая стоимость и токсичность. [c.254]

Защиту от ионизирующих излучений активной зоны ядерного реактора и системы первого контура [c.353]

При проектировании защиты ядерных энергетических установок невозможно добиться полного поглощения всех излучений реактора. Поэтому защита должна снижать излучение до величины, обеспечивающей безопасную работу обслуживающего персонала. Это организуется службой дозиметрического контроля, которая предназначена следить за уровнем радиации от ионизирующих излучений и концентрацией радиоактивных веществ в воздухе производственных помещений. [c.235]

С точки зрения безопасности важным является не только учет каждой ТВС, но и отдельных ее частей, кусков, которые могут появиться как вследствие аварии с ядерным топливом в реакторе или повреждений вне его (например, при транспортных операциях), так и в результате разделки ТВС для научно-исследовательских целей в горячей камере АЭС. Каждая частица топлива является источником повышенной опасности для персонала или окружающей среды и должна строго учитываться. Организации учета всех источников ионизирующих излучений требуют [28.1]. [c.349]

Чрезвычайно большой интерес для нас представляет изменяемость под действием радиации органических высокомолекулярных соединений—полимеров. Опыт показывает, что изменения, происходящие в полимерах под действием целого ряда. практически весьма важных видов ионизирующего излучения — быстрых электронов, гамма-лучей, рентгеновских лучей, смешанного излучения ядерных реакторов, приближенгао одинаковы (как но характеру протекающих процессов, так и в количественном отношении), если в каждом случае такое же количество материала поглощает одно и то же количество энергии излучения (так называемое энергетическое приближение). Поэтому зачастую изменения свойств полимеров под действием радиации оценивают в функции поглощенной единицей массы вещества интегральной дозы излучения, выраженной в радах, независимо от вида излучения. [c.300]

В первом случае основным фактг1ром, определяющим степень изменения свойств данного материала, является интенсивность излучения во втором — суммарное количество энергии ионизируьэщего излучения, поглощенной единицей массы вещества за все время облучения --доз а. Для измерения дозы обычно пользуются несколькими величинами. Рентгеном (р) называется количество энергии или рентгеновского излучения, которое при поглощении ее 1 см сухого воздуха при 0 С и 760 мм рт. ст. приводит (в результате ионизации) к образованию одной электростатической единицы заряда обоих знаков. Физический эквивалент рентгена (фэр) соответствует поглощению одним граммом органического вещества (с плотностью, близкой к единице) приблизительно 94 эрг. Единицей измерения поглощенной энергии служит также рад, соответствующий поглоще]шю одним граммом вещества 100 эрг. Для измерения интенсивности ионизирующих излучений ядерного реактора служит характеристика потока нейтронов п о, определяемая как число нейтронов, проходящих через [c.430]

Бергер и Стэк [2] наблюдали влияние электрического поля на теплообмен при вынужденной конвекции. Б этих исследованиях весь теплообменный аппарат был помещен в ядерный реактор. Газ ионизировался радиоактивным излучением. Было доказано, что обнаруженное увеличение теплоотдачи вызывалось взаимодействием между электрическим полем и ионизированным газом. Если прикладывалось постоянное электрическое поле, теплоотдача возрастала довольно значительно (на 20%). Наибольшее увеличение теплоотдачи наблюдалось, когда реактор был полностью активирован. Как можно было ожидать на основании аналогии Рейнольдса, увеличение теплоотдачи сопровождалось пропорциональным увеличением потерь давления. [c.429]

Вопросы, связанные с проблемой защиты, важны не только при конструировании ядерных реакторов, но также и при экспериментировании на котле и вообще при работе с радиоактивными веществами. Общая проблема защиты может быть условно разделена на три отдельные проблемы 1) проницаемость самого защитного слоя, 2) проникновение излучений по путям, огибающим защиту благодаря рассеянию, и через отверстия в защитном слое и 3) возникновение искусственной активности в материалах окружающих предметов, установок и т. д. Мы будем, в основном, интересоваться первыми двумя проблемами, и в особенности действием у-лучей, 3-лучей п нейтронов с энергиями ниже 3—4 MeV. Биологическое воздействие 3-лучей связано с ионизацией, производимой нопосродственно самими 3-ча-стицами в тканях, в то время как эффект от у-лучей в основном обусловлен ионизирующим действием вторичных компто-новских электронов. В случае нейтронов биологические эффекты возникают в результате ионизации протонами отдачи или из-за реакций типа [п, частица) в легких элементах, особенно а также благодаря ионизации у-лучами с энергией 2,17 MeV, возникающими при захвате нейтронов протонами. [c.210]

Основным источником ионизирующих излучений являются активная зона ядерного реактора и система первого контура с циркулирующим в нем теплоносителем, излучающим V—п-излучения. Даже при полной герметизации этого оборудования в теплоносителе обычно обнаруживаются небольшие количества активных газов (ксенона, криптона,йода). Эти газы проникают в него через микротрещины в оболочках тепловыделяющих элементов. При существующей технологии изготовления твэлов на их наружной поверхностн все же остаются следы ядерного горючего. В результате значительных нарушений герметичности оболочек твэлов в теплоноситель одноконтурной АЭС поступают огромные количества радиоактивных продуктов деления. При нарушении герметичности между первым и вторым контуром парогенератора в двухконтур- ных АЭС продукты деления попадают в пар второго контура. В обоих случаях вместе с паром продукты деления могут проникнуть в производственные помещения, а в особо тяжелых ситуациях могут вызвать длительную остановку оборудования. [c.353]

Еще более сильное действие на некоторые электроизоляционные материалы, чем лучи видимого света и ультрафиолетовые, оказывают рентгеновые лучи и другие виды жестких, ионизирующих излучений (альфа-, бета- и гамма-лучи, потоки электронов и пр.) от ядерных реакторов, ускорителей элементарных частиц, радиоактивных изотопов и т. п. Такие излучения, все более и более широко применяющиеся в современной технике, могут оказывать весьма заметные воздействия на многие материалы, в том числе электроизоляционные (а также и на другие виды электротехнических материалов, в частности, полупроводниковые). Под действием ионизирующих излучений могут происходить как изменения электрических свойств материалов (например, появление добавочной электропроводности), так и глубокие их физико-химические превращения. Так, органические полимеры могут становиться более твердыми и тугоплавкими (это иногда используется даже для обработки материалов определенной дозой жесткого облучения для повышения их качества пример — облучение полиэтилена для повышения его нагревостойкости), но и более хрупкими и даже полностью разрушаться (пример — политетрафторэтилен), а иногда, наборот, размягчаться и разжижаться. [c.308]

В дальнейшем, с развитием реакто-ростроения (см. Ядерный реактор), ускорительной техники и производства радиоактивных нуклидов, появились новые мощные источники излучения, в т. ч. и отличного от рентгеновских и 7-лучей. Это потоки нейтронов, ускоренных эл-нов, позитронов и тяжёлых заряж. ч-ц. Применения Д. распространились на службу радиац. безопасности, радиобиологию, радиац. химию, яд. физику и радиац. технологию. Знание поглощённой энергии стало необходимо не только для воды и биол. ткани воздух уже не мог рассматриваться как модель облучаемой среды. В этой связи в Д. утвердилось понятие поглощённой дозы как универсальной величины, применимой ко всем видам ионизирующего излучения и ко всем средам. Однако при равных поглощённых дозах воздействие излучения зависит также от его вида и др. хар-к— качества излучения. Количеств, хар-кой качества вначале служила ср. плотность ионизации, впоследствии уточнённая, как линейная передача энергии (ЛПЭ). Влияние ЛПЭ на радиац. эффекты наиболее подробно было исследовано в радиобиологии, где изучалась зависимость относительной биологической эффективности от ЛПЭ. Применительно к хронич. облучению людей (для обеспечения радиац. безопасности и нормирования условий труда) регламентиров. зависимость такого рода — зависимость коэфф. качества излучения от ЛПЭ. [c.181]

Необходимая электропроводность газа обычно достигается введением ионизирующих присадок. Различают МГДГ с равновесной и неравновесной ионизацией газов. В первом случае достаточный уровень проводимости газа, даже при наилучших присадках, может быть достигнут лишь при температуре выше2000°С. Неравновесная ионизация возможна и при меньших температурах, и поэтому с технической точки зрения она более предпочтительна. Неравновесная ионизация может достигаться нейтронным излучением, селективным разогревом электронной компоненты или токами высокой частоты. Эффективность ионизации повышается с понижением давления газа. В проработках ядерных энергетических установок с газоохлаждаемыми реакторами и МГДГ обычно принимают давление газа порядка (Юн- 12) 10 Па. [c.98]

Накопление радиоактивных продуктов деления в твэлах, чрезвычайно высокая их радиоактивность и связанное с этим весьма долговременное остаточное тепловыделение в активной зоне реактора после его остановки (рис. 4.3) вместе с высокой наведенной радиоактивностью материалов и теплоносителя — все это предъявляет особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС, ее основного оборудования, а также систем контроля, управления и защиты, систем гарантированного обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Эти требования не имеют аналогии в теплоэнергетике, работающей на органическом топливе. Их удовлетворение в основном и вызывает увеличение в 1,5—2,5 раза удельных капитальных вложений в АЭС по сравнению с удельными капитальными вложениями в ТЭС. Такое увеличение связано с усложнением инженерных решений, с оснащением АЭС специальными дорогостоящими устройствами, оборудованием, приборами и специальными материалами, не имеющими применения в обычной энергетике. К специфическим устройствам и совружениям АЭС относятся система аварийного охлаждения и защиты реактора (САОЗ), защита от ионизирующего излучения, бассейны для охлаждения и выдержки отработавшего топлива, выгруженного из реактора, специальные машины для дистанционной загрузки и перегрузки топлива, система специальной вентиляции и фильтрации радиоактивных газов, специальная очистка теплоносителя первого контура от радиоактивных продуктов деления, устройства для дезактивации обору- [c.94]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...