Активность изотопа, удельная

Активность изотопа Активность изотопа, удельная Активность нуклида в радиоактивном источнике [c.218]

Другой способ повышения МЭД излучения источников — это увеличение их удельной активности, характеризуемой количеством изотопа в единице объема (массы) источника. Удельная активность изотопа зависит от плотности потока нейтронов, в котором источник подвергается активации, ми- [c.17]

И камеры 2 позволили почти полностью устранить влияние положения в рабочем зазоре поглотителя — бумаги весом 244 г м . Ослабление потока коллиматорными решетками компенсируется увеличением общей активности излучателя. Высокую удельную активность изотопа применять не требуется, так как для удовлетворительного контроля плотности бумаги площадь источника излучения должна составлять около 100 см . [c.213]

В бетатронах благодаря фокусировке потока электронов можно иметь чрезвычайно малые размеры излучающего тела, что равносильно получению высокой удельной активности, примерно в миллион раз выше удельной активности изотопов. Это позволяет использовать бетатроны для просвечивания образцов материала. толщиной в десятки миллиметров при малой экспозиции и высокой разрешающей способности. [c.286]

Отношение активности изотопа в радиоактивном источнике к массе или объему источника называют соответственно удельной или объемной активностью изотопа. [c.249]

Удельная активность изотопа [c.42]

Расчет удельной активности и у-эквивалентов смеси продуктов деления производится по формулам 13.2 с последующим суммированием полученных результатов по всем изотопам. Необходимо отметить, что величины Q, М, а также 5, за небольшими исключениями, линейно зависят от тепловой мощности реактора го. Поэтому они обычно рассчитываются на единичную мощность w. Естественно, что при этих условиях численные значения Р, М и 5, выраженные в кюри на килограмм, в грамм-эквивалентах Ра на килограмм и в мегаэлектронвольтах в секунду на килограмм, будут равны их значениям в кюри на киловатт, грамм-эквивалентах Ра на киловатт и в мегаэлектронвольтах в секунду на киловатт соответственно. [c.183]

При расчетах защиты от у-излучения объемных источников, достаточно знать удельные у-эквиваленты в миллиграмм-эквивалентах Ка на литр и эффективный спектральный состав у-излучения. Для решения проблемы защиты персонала от источников внутреннего облучения и определения предельно допустимых выбросов радиоактивных изотопов во внешнюю среду с вентиляционным воздухом и жидкими отходами, а также для многочисленных технологических целей необходимо знать изотопный состав источников и удельную активность в кюри на литр. В отдельных случаях, например для характеристики поля у-излучения активной зоны реактора, в которой кроме продуктов, деления имеются мгновенные и захватные у-кванты, а также наведенная активность, вместо у-эквивалента пользуются другой физической величиной мощностью источника в мегаэлектронвольтах в секунду или у-квантах в секунду на единичный объем или массу. В Приложении II за основу приняты удельные у-эквиваленты, которые широко применяются в практике проектирования защиты от у-излучения смеси продуктов деления. [c.189]

Готовые изотопы удобны при приготовлении меченых амальгам и нанесении меченых гальванических покрытий, их используют также и в тех случаях, когда введение метки способом облучения требует слишком длительных экспозиций образца в ядерном реакторе при ускорителе, когда меткой служит радиоизотоп, выделяемый из продуктов деления урана, когда в качестве метки целесообразно применить радиоизотоп, поставляемый без носителя (в последнем случае принципиально возможно создавать в образце очень высокие удельные активности элемента). [c.206]

Преимущества нейтронной активации заключаются в ее равномерности (для образцов обычных размеров интенсивность нейтронного потока практически одинакова во всех точках, эффекты само-экранирования обычно невелики), возможности получения образцов с необходимой, иногда сравнительно высокой удельной активностью (достигается путем подбора режима облучения), возможности работы с образцами промышленной плавки. Поскольку образование радиоизотопа одновременно решает проблему его введения в образец, расширяются возможности использования в качестве метки изотопов с относительно небольшим временем жизни. [c.207]

Энергия и спектр излучения определяются схемой распада, а удельная активность зависит от химического состава вещества, в которое входит радиоактивный изотоп, и от его процентного содержания в этом веществе. [c.13]

В радиометрической дефектоскопии, как и при других методах контроля, к источникам излучения предъявляется требование высокой удельной активности. Это ограничивает изотопы, которые могут применяться в радиометрических дефектоскопах. Однако и из существующих изотопов до сих пор использованы не все. Увеличение набора энергии излучения позволяет расширить круг решаемых задач. Так, например, ни в одном радиометрическом дефектоскопе не используется источник излучения Недостаток этих источников — ма- [c.166]

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]

Материалами, облучаемыми в активной зоне реактора, являются ядерное топливо, оболочки твэлов и другие конструкционные материалы, отложения продуктов коррозии на поверхностях активной зоны, а также взвешенные и растворенные примеси теплоносителя. Радиоактивные изотопы могут попадать в воду из оболочки твэлов и из отложений как ядра отдачи, выходить путем диффузии из топлива, проникая через дефекты в покрытии твэлов. В случае трития необходимо считаться с возможностью его диффузии через неповрежденную оболочку. Продукты коррозии оболочек твэлов и конструкционных материалов активной зоны имеют высокую удельную активность, и их выход в контур дает заметный вклад в радиоактивную загрязненность станции. Дополнительным источником радиоактивной загрязненности АЭС является массообмен между отложениями и продуктами коррозии, циркулирующими в теплоносителе. Далее дается подробное изложение процессов диффузии и вылета ядер отдачи. [c.130]

Рис. 9.6. Удельная активность некоторых изотопов в зависимости от глубины отложения.

В табл. 3 показана удельная активность некоторых используемых в машиностроении радиоактивных изотопов. [c.70]

Удельная активность некоторых изотопов, применяемых в машиностроении [c.70]

Высокая удельная активность радиоактивного изотопа. Чем выше удельная активность, тем тоньше (при одной и той же общей активности покрытия) слой покрытия и меньше влияние покрытия на стойкость, меньше изменение свойств поверхностных слоев твердого сплава при диффузии радиоактивного элемента, [c.125]

Так как размеры сопротивлений должны быть небольшими (несколько см), то максимальная степень ионизации обеспечивается а- и р-мягкими излучениями. Практически целесообразно изготавливать ионизационные сопротивления в 10 —10 ом. Для сопротивления порядка 10 ом указанных габаритов необходимо использовать изотопы с максимальной удельной активностью. [c.146]

Основной причиной, определившей выбор Р в качестве источника излучения при маркировке стальной ленты, явилось требование действия маркировки при обработке и прекращении радиоактивности металла при выходе со склада готовой продукции. Контроль с применением изотопа требует четкой организации поставок радиоактивного препарата определенной удельной активности в строго определенное время с соблюдением технологических инструкций на изготовление радиоактивных электродов и выдерживанием основных параметров радиоактивной маркировки [2], которые определяются путем строгого учета ряда факторов, влияющих на надежность регистрации маркировочного шифра в производственных условиях [3]. Методика расчета дает возможность устанавливать режим нанесения радиоактивного вещества, обеспечивающий надежную регистрацию радиоактивных меток в зависимости от особенностей технологического процесса обработки каждой марки стали, без определения количества радиоактивного вещества меток шифра в абсолютных единицах активности. Чтобы определить количество радиоактивного вещества, необходимого для защиты обслуживающего персонала от облучения, надо знать величину активности препарата. [c.271]

Отрицательной стороной Se является его малая удельная активность, вследствие чего для получения удовлетворительных экспозиций приходится увеличивать размеры источника, что ведет к ухудшению качества снимка. Но псе же при размере ампул 30 X 45 мм снимки, подученные с Se , оказались по чувствительности лучше С уменьшением размера препарата до 12 X 15 мм преимущество Se перед выявляется еще более отчетливо. Период полураспада селена (127 дней) — примерно на 70% больше, чем у иридия. Благодаря возможности безопасного помещения в те же самые контейнеры значительно больших количеств активности селена, иридия или цезия, для получения снимка при просвечивании этими изотопами малых толщин требуется намного меньше времени, чем при работе с Со . [c.348]

Вариантом непосредственного введения радиоактивных индикаторов в анализируемую пробу, позволяющим определять малые концентрации вещества в растворе, является многократное радиоактивное разбавление. Метод многократного радиоактивного разбавления основан на уменьшении удельной активности при добавлении к раствору, содержащему стабильные изотопы, одноименных радиоактивных изотопов [Л. 30]. [c.123]

Если в анализируемой пробе содержится mi мг радиоактивного изотопа, то удельная активность его ад определяется отношением n /nii, в котором п — интенсивность счета, имп мин. [c.123]

Ягго — удельная активность изотопа, отнесенная к единице массы образца и рассчитанная по уравнению (9.2) [c.278]

В некоторых случаях указанный объем может в несколько раа превышать объем топлива. Например, ампула кюриевого источника со сроком службы один год и тепловой мощностью 500 вт должна иметь объем для сбора гелия под давлением 100 атм порядка 25 что в пять раз больше объема топлива (4—5 см ) [8]. Наличие таких объемов существенно снижает удельную мощность топлива и отрицательно влияет на вес и габаритные размеры генератора. Поэтому ампулы с а-активными изотопами рассчитывают на давление в несколько сот атмосфер. Однако ампула не должна иметь очень толстые стенки, поскольку это снижает ее тепловые характеристики и существенно увеличивает вес генератора. Эти две противоречивые тенденции ставят перед конструктором генератора задачу нахождения оптимального решения применительно к каждой конкретной конструкции. [c.154]

Эффективные сечения ядерных реакций. Все члены естественных радиоактивных рядов являются изотопами элементов от 81 до 92, но последняя часть периодической системы не обязательно представляет для радиохимика наибольший интерес. Правда, в природе были найдены также и отдельные изолированные радиоэлементы (табл. 3), однако их удельные активности малы и, кроме того, всегда одинаковы (не зависят от происхождения материала) поэтому пока не представляется возможным использовать эти элементы в качестве индикаторов. В связи с этим введение в практику свыше тысячи активных изотопов [119] в течение первых пятнадцати лет со времени открытия искусственной радиоактивности (Жолио и Кюри [80]) безмерно расширило горизонты радиохимии. Появление продуктов деления дало развитию радиохимии новый толчок [126], а глубокое расщепление ядер частицами сверхвысокой энергии [118] обещает дальнейший прогресс. Теперь доступны меченые атомы для большинства элементов. [c.34]

Радиоуглерод. В результате реакции sB (р, у) получается короткоживущее (период 20,35 мин.) р-активное ядро [25], которое использовалось рядом авторов (см. [155, 73, 74]) в качестве индикатора. Более удобный долгоживущий Р-активный изотоп (период полураспада около 5700 лет [33]) был по причине низкой удельной активности и очень мягкого излучения (верхняя граница спектра 15б 1 keV [84]) открыт значительно позже [130, 131]. Первые его препараты были получены в циклотроне по реакции (d, р) Большие количества радиоуглерода вместе с неактивным С производятся, повидимому, в котлах при радиационном захвате нейтронов графитовым замедлителем (естественный состав 98,9% и 1,1% С ) однако этот материал, кажется, не используется медленные нейтроны из котлов в большей степени применяются для вызывания реакции (п, р) В этой последней реакции должен был бы получаться радиоуглерод без неактивных изотопов, однако практически он всегда содержит большой (до 30-кратного) избыток неактивного углерода. Для производства радиуглерода применяются сейчас три способа [111, 109, 110, 73] 1) периодическая обработка облученного твердого азотнокислого кальция 2) непрерывное извлечение из некоторого рода содержащего азот летучего вещества и 3) непрерывное извлечение из жидкости, например из раствора азотнокислого аммония. В Клинтоне действовала фабрика, использующая третий способ. Раствор прогонялся через котел с помощью стеклянного центробежного насоса, а радиоактивный углерод (главным образом в виде двуокиси) выносился вместе с газами, возникавшими при разложении жидкости излучением. Из газа углерод осаждался в виде углекислого бария, который не должен был подвергаться чрезмерному действию несущего двуокись углерода воздуха [166]. Методы работы с радиоуглеродом описаны в статье [104] и в книгах [74, 16]. [c.90]

Сцилард и Чалмерс [112] показали, что при определенных условиях активный изотоп, образующийся в ядерной реакции без изменения атомного номера, можно (при большой удельной активности) хищгческим путем отделить от облученного материала. Самой важной ядерной реакцией, идущей без изменения атомного номера, является радиационный захват нейтронов (п, у) однако при реакциях типа (п, 2п), (у, п) и (с1, р) также возникают изотопы облучаемого элемента. Теория эффекта Сциларда—Чалмерса будет рассмотрена в п. 6, но уже здесь можно отметить, что он, по крайней мере частично, обусловливается следующим простым механизмом. Даже если составное ядро не испускает тяжелых частиц, теряя энергию в виде фотонов (радиационный захват), образующееся после испускания фотона ядро (атом) испытывает отдачу. Как правило, энергия отдачи достаточна для разрыва химической связи между данным атомом и остальной молекулой. Это тем более имеет место, если испускается не фотон, а тяжелая нейтральная частица. [c.100]

Если продукты деления образовались в реакторе с небольшой удельной мощностью (несколько киловатт на килограмм) и в результате сравнительно небольшой кампании (7< 180 дней), то горючее доступно для переработки уже через несколько месяцев. Например, после четырехмесячной выдержки удельная активность смеси продуктов деления уменьшается примерно в 30 раз, а у-эквивалент —в 50 раз [1]. С точки зрения защиты большой срок выдержки необходим еще и для того, чтобы максимально распались летучие продукты деления — изотопы радиоактивного иода (в основном 1 с 7 )/2 = 8,05 дня) и ксенона (в основном Хе с 7)/2 = 5,29 дня). Кроме того, такая выдержка необходима для распада изотопа Ва , дочерний продукт которого Еа имеют наиболее проникающие у-кванты (период полураспада Ва 71/2=12,8 дня). На рис. 13.4 показано изменение эффективного спектра у-излучения смеси продуктов деления в реакторе на тепловых нейтронах [1] в зависимости от 7 и 7 Видно, что наиболее проникающая компонента с эффективной энергией 1 = 2,25 Мэе дает минимальный вклад при выдержке /= 1004-150 дней. Дальнейшее возрастание вклада жесткой компоненты происходит главным образом вследст- [c.190]

Широкое развитие ядерной энергетики в ближайшие десятилетия, по-видимому, возможно лишь на основе реакторов на быстрых нейтронах, которые позволяют вовлечь в топливный цикл все запасы ядерного горючего и организовать расширенное воспроизводство делящихся изотопов урана [1]. Для обеспечения времен удвоения ядерного горючего (5—7 лет) в быстрых реакторах [1, 2], соответствующих необходимым темпам развития всей энергетики (8—10 лет) [3], требуется увеличение по сравнению с достигнутым в 2—3 раза удельной энергонапряженности активной зоны, максимальное увеличение концентрации ядерного горючего и минимальное смягчение спектра нейтронов в теплоносителе и конструкционных материалах активной зоны [4—6]. [c.3]

Удельная активность коррозионной пленки, рассчитанная по модели Белтона и Хесфорда при = 2,3-10 и облучении в течение 5 месяцев для различных изотопов, соответственно равна [c.283]

Удельная активность — величина, характеризующая относительное содержание атомов радиоактивного изотопа в изотопной смеси элементоа, и выражается числом единиц радиоактивности (кюри) па единицу веса вещества (г-моль). [c.70]

Состав карбидной фазы стали можно определять по данным измерений радиоактивности осадка. Для этого, например, в хромистую сталь вводится изотоп Сг=1. Изме )яя удельную активность сплава и выделенных фаз, а также зная концентрацию элемента в сплаве, можно определить концентрацию элемента в выделенной фазе. Развирается метод экспрессного химического анализа металлов и сплавов, основанный на том, что степень отражения р-излучепия определяется не только его энергией, но и свойствами отражателя, причем максимальная энергия отраженного излучения растет с ростом атомного номера отраягателя. [c.6]

Схема установки показана на рис. 1. Трущаяся пара, помещенная в закрытой камере 1, состоит из одетого на горизонтальный вал цилиндрического образца 2, изготовленного из специального чугуна для поршневых колец, и двух диаметрально расположенных, прижатых к образцу с помощью пружинных механизмов 3, колодочек 4, изготовленных из цилиндрового чугуна. В чугун образца 2 вводится изотоп Со . Удельная активность образца — 0,3—0,4 мкюри/г. Трущаяся пара смазывается маслом, подапаел ым из бачка 5 при помощи насоса 6. Масло пред-варител1,но нагревается в термостатах 7 и <5, и его подача регулируется кранами 9 и 10. [c.36]

Величины удельной актионости устанавливались из необходимости получения минимальной ингенсивности излучения не менее удвоенного фона. Практически работа велась при удельной активности 0,02 MKmpujz. Для цилиндровой втулки был выбран метод активации постановкой вставок ( свидетелей ). Вставки изготавливались из серого чугуна того же состава, что и втулка. Расположение и размеры вставок указаны на рис. 1. Вставное кольцо имело ту же удельную активность и активировалось введением изотопа Со в жидкий металл. Ввертыши активировались [c.43]

Нами исследованы шестерни диаметром от 85 до 380 мм вес которых составлял 6 и 49 кг. Использовался метод вставок, или свидетелей из изотопа Zn с удельной активностью 100 MKwpuja. Всего было использовано 40 вставок общ ей активностью около 50 мкюри, которые располагались на зубьях шестерен, как указано на рис. 1. Схема стенда для проведения исследований представлена на рис. 2. [c.73]

Методика определения перехода меченого атома из одной среды в другую заключалась в следующем для определения перехода олова во флюс в ванну с жидким оловом вводили радиоактивный изотоп Sn затем брали из ванны г этого олова и растворяли его в Q г флюса-расплава Sn lj при 340°. В такой флюс опускали образец жести толщиной 0,27 мм с площадью погружения 1 см . Разница весов образца до и после погружения равна весу флюса, который тонкой пленкой покрывал образец. Удельная активность флюса определялась из выражения [c.120]

Из числа возможных неводяных теплоносителей ядерных реакторов заслуживают также внимания расплавленные соли. Расплавы солей позволяют создать гомогенную активную зону, в которой делящийся изотоп равномерно распределен в жидкости с высокой температуростойкостью и благоприятными теплопередающими свойствами. Требованиям таких реакторов удовлетворяют смеси солей фтористого лития, фтористого бериллия, фтористого урана и фтористого тория. Эти композиции допускают рабочие температуры до 700—750° С и высокое удельное энерговыделение загружаемого горючего при небольшой концентрации делящихся веществ в объеме активной зоны. [c.19]

Графитовая кладка активной зоны диаметром и высотой 3,05 м имеет каналы, но которым циркулирует раствор урана и плутония в висмуте. Боковой и торцовые отражатели нейтронов графитовые толщиной 0,61 м. Толщина стенок стального наружного корпуса равна 76 мм. Количество топливного раствора в снсгеме 600 т. В системе Bi—Pu это соответствует количеству плутония 1,2 т, в том числе 322 кг делящихся изотопов (Ри , Ри ). Удельная мощность активной зоны 1500 кВт на 1 кг делящегося материала. [c.169]

Для повышения точности измерения интенсивности излучения следует обращать внимание на равномерность нанесения радиоактивного слоя. Это имеет особое значение при препаратах с малой удельной активностью, когда локальная концентрация слоя может вызвать самопоглощение излучения, достигающее, например, для порошкообразной 5 ( = 0,167 Мэе) 30—40%. Равномерный слой препарата обеспечивает также большую стабильность счета. В литературе описан ряд методов нанесения слоя препарата на подложку Л. 44]. Обычно препарат готовят из водного раствора, который каплями наносится на подложку и затем высушивается. В этих условиях находящееся в капле пробы вещество может распределяться по площади резко неравномерно, имея тенденцию к концентрированию по периметру капли. При этом интенсивность в зависимости от изотопа и вида его соединения в различных участках препарата может различаться в десяткп раз. Лучшие результаты достигаются. 106 [c.106]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...