Реактор быстрый. См. Быстрые реакторы

Поток быстрых нейтронов в центре реактора, нейтрон см сек)............10 [c.222]

В механич. селекторе короткие импульсы нейтронов создаются путем прерывания непрерывного во времени пучка нейтронов из реактора с помощью быстро вращающегося Прерывателя (ротора), снабженного системой щелей (рис. 2). В момент совпадения плоскости щелн (или щелей) с направлением пучка нейтроны проходят сквозь ротор в течение короткого времени. Пропускание ротором нейтронов определенной скорости зависит от скорости нейтрона, ширины щели, ее длины (диаметра ротора), скорости вращения ротора и характеризуется ф-цией пропускания /(ж) (см. рис. 3), где ж=Л Уы/ху (Е — радиус ротора, ш — угловая скорость вращения ротора, V — скорость нейтрона, — ширина щели). Для данной скорости вращения ш нейтроны, обладающие скоростью у < = соЛ /я, не будут пропускаться ротором, так как пх времена пролета через щели ротора больше времени полного перекрытия щелей (отсекание нейтронов). Для уменьшения величины граничной скорости делают роторы с профилированными щелями, форма к-рых учитывает взаимное перемещение нейтронов и поверхности щели (см. рис. 4, 5). Селектор с профилированными щелями работает как прерыватель и как грубый нейтронный механический монохроматор. [c.397]

Значение величины тепловыделения, обусловленного 7 излучением, может быть проиллюстрировано примером. Рассмотрим реактор, полная мощность которого 5000 Мет. Из этой мощности около 300 Мет будет теряться с Y-излучением. При радиусе кожуха в 3 фута поток энергии Y-излучения, приходящийся на единицу внутренней поверхности кожуха (пренебрегая поглощением 7-излучения материалом между активной зоной реактора и кожуха), будет равен 2,6 Мвт/фут . Для никелевого или железного (стального) кожуха коэффициент поглощения равен 0,23 см или 7,0 фут . Тогда плотность мощности в единице объема внутренней части кожуха будет 18 Мвт/фут , что составляет около одной пятой плотности мощности в реакторе. Из этого примера ясно, что для механических частей ядерных ракетных двигателей желательно применять материалы с малым значением коэффициента поглощения и большим коэффициентом теплопроводности. Эта задача упрощается тем, что большинство материалов замедлителей обладает малым коэффициентом поглощения однако в замедлителях большое значение имеет нагрев, обусловленный замедлением нейтронов, хотя в общем-то этот фактор незначителен для металлических конструкций. Локальная плотность мощности, выделяемой при облучении быстрыми нейтронами, равна произведению локальной величины потока быстрых нейтронов, умноженной на макроскопическое поперечное сечение рассеяния нейтронов материалом и на величину средней энергии, теряемой при одном столкновении. Нельзя дать общих данных по этому вопросу, так как явление сильно зависит от нейтронных характеристик материалов активной зоны и реактора в целом однако для многих реакторов на тепловых нейтронах и реакторов на замедленных быстрых нейтронах было найдено, что для тех частей замедлителя, которые расположены вблизи или внутри активной зоны, плотности мощностей, обусловленных гамма- и нейтронным излучением, сравнимы. [c.520]

Что касается нейтронов активации, то наиболее важным для защиты реактора является распад ядер Ы ,образующихся при облучении ВОДЫ быстрыми нейтронами (см. гл. X). [c.15]

Вопросы взаимодействия быстрых и медленных нейтронов со средой чрезвычайно важны при рассмотрении различных задач нейтронной физики и, в частности, для конструирования ядер-ных реакторов. Некоторые из этих вопросов, например замедление быстрых нейтронов, было бы уместно рассмотреть в настоящей главе на основе импульсной диаграммы. Однако тесная взаимосвязь всех перечисленных выше процессов взаимодействия нейтронов со средой требует их совместного рассмотрения (см. гл. VI). [c.240]

Практическое осуществление такого эксперимента сначала казалось совершенно фантастичным. Действительно, электронное антинейтрино с трудом удалось зарегистрировать, воспользовавшись мощным потоком этих частиц от ядерного реактора. Но мюонные нейтрино в ядерных реакторах не рождаются. Тем не менее и эту задачу удалось решить, воспользовавшись новыми более эффективными методами регистрации и тем, что нейтринные сечения, как и все сечения реакций, обусловленных слабыми взаимодействиями, быстро (линейно в ЛС, см. (7.196)) растут с энергией. О самом опыте мы расскажем в гл. IX, 4, п. 11. Здесь же отметим, что опыт подтвердил наличие реакции (7.201) и отсутствие реакции (7.202). Тем самым было установлено различие электронного и мюонного нейтрино [c.422]

Особенно сложна проблема теплоотвода в реакторах на быстрых нейтронах, где энерговыделение громадно (около 0,5 кВт на см ), а к теплоносителю предъявляется дополнительное требование возможно меньшего замедления нейтронов. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах, как правило, используют наилучший по теплоотдающим свойствам материал — жидкий натрий, несмотря на то, что он обладает целым рядом очень неприятных свойств исключительно высокой химической активностью по отношению к воде, вторичной активностью под действием нейтронов. [c.581]

В сфере фундаментальных исследований они отмечены высоким уровнем теоретических работ, расширением и совершенствованием крупной экспериментальной базы (от первого физического реактора мощностью в несколько десятков ватт до исследовательских реакторов мощностью 50—100 тыс. кет, в том числе с нейтронным потоком 3-10 нейтр/см -сек, и от первого ускорителя заряженных частиц на энергию 6 Мэе до крупнейшего в мире ускорителя на энергию 70 Гэв), развитием физики реакторов на быстрых нейтронах, синтезированием новых искусственных элементов и изучением их свойств, осуществлением энергетических установок с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую, введением в исследовательскую практику мощных термоядерных установок и т. д. [c.195]

В этой же работе [3 ] два конденсатора с металлизированной пленкой из Майлара (1 мкф, 200 в) облучали 12 дней в реакторе в следующих условиях потоки тепловых нейтронов 5,7-10 нейтрон (см сек), быстрых [c.383]

Теплоносителем первого и второго контуров в трехконтурной АПТУ (см. рис. 4.30, б) с начальным и промежуточным перегревом (см. рис. 4.31, е) обычно является натрий. АПТУ по такому циклу наиболее применимы для АЭС с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Теплоносителями третьего контура служат вода и пар. Теплообмен между теплоносителями контуров осуществляется последовательно в промежуточном (натрий — натрий) теплообменнике и в парогенераторе (натрий — вода). [c.215]

Предсказанное влияние излучения на эксплуатационные характеристики покрытий из графита и дисульфида молибдена было подтверждено исследованиями при облучении как в статических условиях, так и в реакторе. Рейс и Кокс [34] сообщили о влиянии у-излучения (у-полость реактора MTR) и излучения реактора Х-10 Ок-Риджской национальной лаборатории на восемь промышленных сухих пленочных покрытий при дозах 7-облучения до 2,6-10 эрг г и потоках быстрых нейтронов до 3,0 X X 10 нейтрон/см . Аналогичные исследования влияния у-излучения провел также Лэвик [18]. В большинстве случаев тип излучения не оказывал заметного влияния на эксплуатационные характеристики. Хотя условия облучения и оценка эксплуатационных характеристик во всех этих работах в какой-то мере различны, можно сделать общие выводы [c.139]

Успешное внедрение реакторов-размножителей на быстрых нейтронах позволило бы использовать руду с низким содержанием урана, что в настоящее время не может быть осуществлено. Например, можно было бы думать об использовании сланцев, залегающих на большей части территории штатов Теннесси, Кентукки, Огайо, Индиана и Иллинойс. Пред-гТоложим, можно было бы извлечь и использовать слой скального грунта плотностью 2,5г/см с содержанием урана 150 г/м . Если с каждого квадратного метра поверхности земли можно было бы получить 5 м такой руды, то потребовалось бы разрабатывать залежи этой руды на площади менее 5 км , чтобы получить столько энергии, сколько содержится во всех, имеющихся в США запасах нефти. Еще более эффективной оказалась бы разработка таких месторождений, если бы удалось использовать содержащийся в скальном грунте торий для производства в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах расщепляющегося изотопа Единственным ограничивающим фактором в суммарном производстве ядерного топлива Для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах была бы глубина, до которой экономически оправдано и технически возможно вести добычу воспроизводящих материалов. Таким образом, хотя реакторы-размножители на быстрых нейтронах и могут расширить в будущем энергетические ресурсы, они не могут стать тем направлением, на котором человечество окончательно оста- [c.41]

В настоящее время изучаются три конструкции реактора-размножителя реакторы-размножители на быстрых нейтронах с жидко-металлическим теплоносителем (LMEBR), газоохлаждаемые реакторы-размножители на быстрых нейтронах и реакторы-размножители с расплавленной солью в качестве теплоносителя. Только один из этих типов — реактор-размножитель на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем тщательно разрабатывается (хотя и не без проблем см. ниже). Два других типа имеют ряд преимуществ перед реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллнческим теплоносителем, а также некоторые недостатки. Рассмотрим все три типа. [c.179]

И наконец, остановимся на значении явлений 6-й группы (см. табл. 2). Нам представляется, что в настоящее время этим явлениям уделяется недостаточное внимание. Для действующих тепловых реакторов они действительно не являются главными, хотя известно, что даже в водо-водяных реакторах с их низкой плотностью нейтронов процессы коррозии ускоряются. В условиях же быстрых реакторов, имеющих поток быстрых нейтронов до 1 н/см -с, особенно таких, в которых в качестве теплоносителя предполагается использовать химически активные вещества, ухудшение совместимости и ускорение процессов коррозии могут иметь решающее значение для живучести элементов активной зоны. [c.14]

Я. ц. р. па быстрых нейтронах осуществляется в нек-рых типах бридерных реакторов — размножителей (см. Бридер) и в атомной бомбе. [c.561]

Импульсный реактор на быстрых нейтронах работает в режиме периодич. импульсов и применяется как источник нейтронов для Н. с. ИБР (см. Импульсный реактор) генерирует мощный нейтронный импульс длительностью около 36 мксек. Для смягчения спектра нейтронов, выходящих из реактора, на активную зону, надевают парафиновый замедлитель. Интенсивность нейтронов с энергией Е, нронизывающих площадку с радиусом Е на расстоянии Е при мощности реактора п, выражается соотношением / = 0,67 10 х X EЦW L ) E eк мк сек Ч У в кет, Е в эв, Ь в м). Энергетич. разрешение Н. с. на реакторе ИБР [c.398]

На Белоярской АЭС сооружается уникальный блок электрической мощностью 600 МВт с реактором, работающим на быстрых нейтронах и имеющим тепловую мощность около 1500 МВт. При общей паропро-изводительности парогенераторо1В 1840 т/ч реактор обеспечивает перегретым паром давлением 14 МПа (140 кгс/см ) и температурой 505°С три турбины по 200 МВт. Таким образо м, суммарная электрическая мощность всех блоков Белоярской АЭС составит 900 МВт. [c.13]

Шаровые твэлы высокотемпературного реактора-размножителя БГР, по сравнению с твэлами реактора ВГР, облучаются в активной зоне на порядок большим интегральным потоком быстрых нейтронов (10 нейтр./см ), имеют на два порядка большую среднюю объемную плотность теплового потока (700 кВт/л) и примерно втрое большую энергонапряженность ядерного топлива (400 кВт/кг) при практически одинаковой глубине выгорания ядерного топлива. Помимо этого, защитные оболочки микротвэлов и конструкционные материалы кассет не могут содержать большого количества легких ядер, смягчающих спектр нейтронов в активной зоне реактора БГР, и, следовательно, толщина защитных оболочек должна быть минималь ной, что затрудняет решение вопросов конструкции. [c.37]

С точки зрения расчета защиты реактора представляет интерес сравнить интенсивность потоков излучений, выходящих из активной зоны или отражателя различных типов реакторов. Эта интенсивность зависит от мощности реактора, его конструкции, назначения. Однако можно привести некоторые средние цифры. Так, в уран-графи-товом реакторе плотность потока нейтронов, падающих на защиту, достигает (1ч-2)-10 нейтрон/ (см сек), плотность потока энергии у-квантов 2-10 2 Мэв/ см сек)-, до 95% потока нейтронов составляют медленные и тепловые нейтроны. В водо-водяном реакторе плотность потока нейтронов, как правило, не превышает 1X ХЮ нейтрон/ см --сек), интенсивность потока энергии у-квантов 5-10 з Мэе/(см -сек), причем в спектре нейтронов примерно 50% быстрых и промежуточных. В реакторах на быстрых нейтронах плотность потока нейтронов составляет до 5-10 —1-10 нейтрон/ см -сек), плотность потока энергии у-квантов - 10 3 Мэе/ см --сек). Максимум в спектре нейтронов, падающих на защиту, обычно соответствует нейтронам с энергией 50—100 кэв. Для примера на рис. 9. 1 приведен спектр нейтронов, выходящих из быстрого реактора Ферми с натриевым теплоносителем. Он существенно мягче спектра нейтронов в активной зоне этого реактора и мягче спектра нейтронов деления, подробно описанного в 9. 2. [c.9]

Пример распределения плотности потоков в активной зоне и отражателе приведен на рис. 9.11. Спад плотности потока тепловых нейтронов в активной зоне и соответствующий пик в отражателе вызваны замедлением быстрых нейтронов в отражателе. Как видно из рисунка, в рассматриваемом примере на границе активной зоны и отражателя наблюдается положительный результирующий ток тепловых нейтронов из отражателя в активную зону [см. формулу (9.20)]. Пространственно-энepгвfllчe кoe распределение плотности потока нейтронов в активной зоне можно более точно определить из многогрупповой системы диффузионных уравнений, обычно используемых для описания критичности реактора. Решение такой системы удается достаточио просто реализовать с помощью ЭВМ [27], что в [c.41]

Потоки нейтронов в современных реакторах имеют порядок 10 нейтрон/см -с при значительном разбросе по обе стороны от этой величины в реакторах разных типов. Нейтронный спектр зависит от типа реактора. В реакторах на медленных нейтронах форма этого спектра близка к максвелловскому распределению по скоростям с максимумом в области около 0,07 эВ и с немаксвелловским хвостом , простирающимся в область высоких энергий примерно до 10 МэВ. Примером может служить изображенный на рис. 9.6 спектр нейтронов советского исследовательского реактора ВВР. В реакторах на быстрых нейтройах энергетическое распределение нейтронов является промежуточным между тепловым спектром (рис. 9.6) и спектром нейтронов деления, изображенным на рис. 9.7. В этом случае из реактора вылетает большое число нейтронов с энергией порядка 1 МэВ. [c.487]

Своеобразен установленный в Дубне (1959) исследовательский реактор ИБР-30 (импульсный быстрый реактор, построен по идее Д. И. Блохинцева и И. И. Бондаренко), от реактор, грубо говоря, состоит из двух плутониевых цилиндров, между которыми имеется зазор. Размеры цилиндров и зазора подобраны так, что /г< 1, но при заполнении зазора ураном получается fe Ь> 1, и начинается интенсивная реакция. Между торцами цилиндров проходит периферийная часть стального диска, вращающегося со скоростью 5000 об/мин (рис. 11.5). В диск заделаны два урановых вкладыша. При каждом прохождении вкладыша между цилиндрами происходит короткая вспышка цепной реакции. Мощность в импульсе достигает 150 МВт при средней мощности 30 кВт. Нейтронный пучок из ИБР поступает в километровую трубу метрового диаметра. К концу трубы нейтроны с разными скоростями подходят в разные моменты времени. Это позволяет выделять по времени пролета монохроматические нейтроны различных энергий, что в свою очередь позволяет разрешать очень узкие и близкие друг к другу нейтронные резонансы (см. также гл. IX, 3). [c.585]

В ядерных реакторах возникающие при делении нейтроны быстро замедляются до тепловых энергий. Для большинства действующих. ядерных реакторов плотность потока нейтронов в активной зоне обычно равна 10 — IQii с"1-см" . В подкритических сборках (например, ПС-1) при использовании радиоактивного источника с потоком нейтроиов 10 с"1 достигаются потоки медленных нейтронов 10= с 1-см-2 [c.337]

Огромной концентрацией энергии обладают, как известно [см. 4], ядерные и термоядерные топлива, что нрактическп снимает проблему их транспортирования. Однако пока полнота превращения их энергии в полезные виды невелика, например для природного урана в теплоту — менее 1% в реакторах на тепловых нейтронах и до 20—30% в реакторах на быстрых нейтронах (которые начнут вводиться в эксплуатацию широко только после 1980 г.) в электрическую и механическую энергии — соответственно 0,2—0,4% (на тепловых нейтронах) и 4—12% (на быстрых нейтронах). [c.101]

Решение проблемы радиолиза воды (особенно морской) с достаточным выходом способных к химическим реакциям продуктов и высоким КПД позволило бы обеспечить транспорт высокоэкономичной и не заражающей окружающую среду ЭУ — в случае реакции 2Ы2 -Ь О2 = 2НаО. Однако этот процесс, особенно при высоких мощностях дозы излучения, имеющих место в реакторах, электронных пучках, при у-излучении, изучен мало. Считается, что общий выход радиолиза воды составляет 3,65 молекулы на 100 эВ легкого излучения (у-лучи, быстрые электроны и т. п.) и 3,9 молекулы на 100 эВ тяжелого излучения (а, d, р и т. п.). Выход молекулярных и радикальных продуктов зависит от вида излучения и от природы и концентрации растворенных в воде веществ. Для легкого излучения найдены следующие значения выходов на 100 эВ 0,80 молекулы Н2О2 0,45 молекулы Н2 2,05 молекулы ОН и 2,75 молекулы Н возможно также образование кислорода (см. [67 ). [c.149]

Двуокись циркония. Большое количество данных по радиационным нарушениям в ZrOa касается вызванных излучением фазовых превраш е-ний, но есть и некоторые сведения об изменении параметра решетки [17 ], теплопроводности [160] и механических свойств [57]. Берман и др. [17] измеряли уменьшение параметров по всем трем кристаллографическим направлениям после облучения в реакторе потоком быстрых нейтронов до 1,5-10 нейтрон см при 100° С. Результаты показаны в табл. 4.9, где имеются также результаты изменения других свойств. [c.181]

Бони и др. [29] изучали действие облучения быстрыми нейтронами на динамический модуль Юнга и внутреннее трение некоторых минералов (см. табл. 4.15). Облучение проводилось в реакторе с графитовым замедлителем OGR и в реакторе с водяным замедлителем MTR эти два реактора имеют различные потоки медленных, быстрых нейтронов и -лучей. Поэтому изменения динамического модуля Юнга можно объяснить разными причинами. В табл. 4.15 показано, что увеличение интегрального потока нейтронов не влечет пропорционального увеличения радиационных эффектов. Изменение свойств, видимо, достигает насыщения (режимы облучения А и Б). Из табл. 4.14 можно видеть, что изменения теплопроводности также, вероятно, достигают насыщения, но при более высоких уровнях облучения быстрыми нейтронами. [c.223]

В работе [751 исследовали поведение GaP-выпрямителей под действием облучения быстрыми нейтронами. Два опытных ОаР-выпрямителя фирмы Вестингауз , по-видимому сплавные, облучали интегральным потоком 1,05-10 нейтрон/см ( >0,1 Мае). Два выпрямителя фирмы Белл телефон (диффузионный плоскостной и сплавной плоскостной) облучали интегральным потоком 4,6-10 нейтрон см . В каждом эксперименте образцы выдерживали при различных уровнях мош ности реактора, причем после каждой выдержки замеряли вольт-амперные характеристики. Ухудшение прямых характеристик обоих выпрямителей фирмы Вестингауз было одинаковым прямое напряжение возрастало с увеличением дозы облучения. При интегральном потоке 10 нейтронкм наблюдалось слабое изменение прямого динамического сопротивления, но оно быстро возрастало при потоках между 10 и 10 нейтрон см . Среднее уменьшение прямого тока (напряжение 6 в) составляло —71 % после облучения интегральным потоком 1,05нейтрон/см . Прямое напряжение сплавных выпрямителей фирмы Вестингауз изменялось в том же направлении, что и прямое напряжение выпрямителей фирмы Белл телефон . Прямой ток при напряжении 6 в уменьшился на 91% после дозы [c.306]

В дальнейшем опыты проводили при наличии приложенного к облучаемым сопротивлениям напряжения, так что условия испытания сопротивлений были приближены к рабочим. В одном опыте угольные сопротивления с номиналами 100, 240, 1000 и 10 ООО ком, находящиеся в условиях оптимальной рабочей нагрузки, облучали в течение 12 дней в реакторе, работающем на мощности 16,5 Мет. Потоки излучения составляли для тепловых нейтронов 7,8-10 нейтронI см сек), для быстрых — [c.345]

В работе [88] сообщается о новых потенциометрах, шесть образцов которых облучили в Брукхейвенском реакторе при температурах 250 и 500° С потоком быстрых нейтронов от 10 до 5-10 нейтрон I см сек) [c.356]

Облучение проводили в реакторе с воздушным охлаждением фирмы Дже-нерал электрик . Изменения сопротивления под действием потока быстрых нейтронов 1,4-10 нейтрон (см -сек) (интегральный поток 10 нейтрон см ) для каждого типа термисторов были различными. Сопротивле- [c.360]

В работе [1 ] четыре стеклянных конденсатора емкостью 0,02 мкф и рабочим напряжением 200 в облучали в реакторе (мош ность 16,5 Мет) в течение 12 дней потоками тепловых нейтронов 7,8-10 нейтронI см сек), быстрых 2,5-10 нейтрон I см сек) при мощности дозы уоблучения [c.363]

Для определения работоспособности стеклянных конденсаторов в комбинированных условиях в работе [16] шесть конденсаторов облучали в реакторе (мощность 3,5 Мет) при температуре 300° С потоками тепловых нейтронов 9-10 нейтронI см сек) и быстрых 9-10 нейтрон 1(см -сек) мощность дозы Y-облучения составляла 2-10 эрг г-сек). В этой работе использовали конденсаторы емкостью 0,001 и 0,01 мкф и максималь- [c.363]

В работе [53] термокомпенсационные конденсаторы с номинальной емкостью 43 пф облучались 17 дней в реакторе при мощности 40 Мет потоками тепловых нейтронов 2,0-101 нейтрон 1 см -сек) и быстрых нейтронов 1,3-10 нейт,рон1 см -сек) мощность дозы у-облучения составляла 1,0-10 эрг/ г-сек). [c.370]

Импульсное облучение [107] не оказывает заметного влияния на емкость керамических конденсаторов. Источником излучения служил реактор Годива , который давал импульс быстрых нейтронов и у-излучения с полушириной 80 мксек при максимальных значениях мощностей доз Ю - нейтронI см сек) и 10 эрг г-сек). Используемая в этой работе аппаратура позволяла измерять изменения емкости в пределах 0,07—0,7% в зависимости от типа конденсатора. Полученные в результате облучения необратимые изменения емкости и коэффициента рассеяния колебались соответственно от —0,11 до +1,6% и от —3,2 до +8,7% исходной величины. [c.375]

В этой же работе [Ц в реакторе при мощ,ности 16,5 Мет облучали четыре герметизированных бумажных конденсатора с параметрами 0,1 мкф и 200 в. Измерения при этой мош,ности дали значения величины потоков тепловых нейтронов 7,8 10 нейтрон см-сек), быстрых нейтронов 2,5-10 нейтрон/ см -сек) и мощности дозы у-облучения5,8-10 эрг г-сек). [c.376]

Влияние излучения проявилось почти сразу после начала облучения. Все четыре конденсатора создали состояние разомкнутой цепи при интегральном потоке быстрых нейтронов 9-10 нейтрон см и интегральной дозе у-облучения 2,0-10 эрг г. Выход из строя связан с разрывом оболочек конденсаторов газами, выделяющимися при воздействии у-излуче-ния на бумагу, пропитанную полибутаном. Результаты этого опыта показали, что конденсаторы изученного типа могут использоваться при интегральных потоках до 10 нейтрон см . Были проведены исследования влияния излучения на бумажные конденсаторы с целью установления надежности нескольких типов конденсаторов [67]. 100 бумажных конденсаторов типа GP08A1KE105M подвергли облучению при повышенной температуре. Окружающую температуру поддерживали равной 85° С в течение 24 ч при мощности реактора 1 Мет, а затем мощность реактора была поднята до 10 Мет. Облучение в этом опыте проводилось при следующих условиях [c.376]

Опыты по изучению влияния излучения на пластмассовые конденсаторы показали, что органические диэлектрики почти в 10 раз более чувствительны к радиационным повреждениям, чем неорганические. В работе [1] четыре конденсатора с диэлектриком из полистирола (0,04 мкф, 100 е) облучали 12 дней в реакторе мощностью 16,5 Мет потоками тепловых нейтронов 7,8-10 нейтронI см сек), быстрых 2,5-10 нейтрон 1 см -сек) и Излучением с мощностью дозы 5,8-10 эргI г-сек) [c.382]

Конденсаторы облучали 12 дней потоками тепловых и быстрых нейтронов соответственно 7,8-10 нейтронI см сек) и 2,5-10 нейтрон 1 см -сек)-, мощность дозы 7"0 лучения составляла 5,8-10 эрг г-сек). При облучении конденсаторы находились под напряжением 18 в, за исключением времени измерения. Емкость конденсаторов с номиналом 0,3 мкф сначала резко возросла на 35—65%, а затем так же резко снизилась до исходной величины. Емкость конденсаторов с номиналом 3 мкф сначала быстро возросла на 5—15% и затем почти без изменений сохранялась в течение всего опыта. Емкость всех шести конденсаторов после остановки реактора восстановилась до величин ниже исходной. Аналогичным образом изменялся коэффициент рассеяния. Для конденсаторов емкостью 0,3 мкф он изменился на 0,06—0,18, а у образцов емкостью 3 мкф — на 0,06—0,14. Ток утечки всех шести конденсаторов во время облучения увеличился на порядок, причем один конденсатор емкостью 3 мкф к концу опыта отключился. После остановки реактора ток утечки остальных пяти конденсаторов вернулся к исходным значениям. [c.388]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...