Активность радиоактивного нуклида

Активность радиоактивного нуклида 331, 352 [c.420]

Метод радиоактивных индикаторов основан на избирательной растворимости солей, которые содержат радиоактивные нуклиды в жидкой и паровой фазах. Так как растворимость солей в паровой фазе много меньше, чем в жидкости, то по активности среды можно определять паросодержание. Если в изучаемой среде содержится недостаточное количество естественных нуклидов, то их можно вносить искусственным путем. Этот метод с успехом применяется в ядерной энергетике для определения паросодержания теплоносителя в реакторе и магистралях по излучению изотопа °К- [c.241]

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]

Радиоактивные нуклиды, содержащиеся в жидких отходах низкой и средней активности, для сокращения объемов и удешевления транспортирования и хранения концентрируют различными методами в зависимости от активности и химического состава растворов, подлежащих обработке. Чаще всего применяются следующие методы химическое осаждение, ионный обмен, выпаривание. В зависимости от применяемого метода радиоактивные нуклиды концентрируются в осадках (пульпах), на ионообменном материале в регенерационных растворах или в кубовом остатке. Чтобы облегчить транспортирование и хранение и устранить возможность попадания радиоактивных элементов и окружающую среду, эти концентраты заключают в соответствующую устойчивую матрицу. Концентрированные радиоактивные отходы (за исключением высокоактивных) обычно цементируют в металлических бочках, включают в бетон, битум или в какие-либо полимерные материалы. [c.376]

Создание циркониевых сплавов для изготовления конструктивных элементов активной зоны реакторов атомных энергетических станций (АЭС) основано на легировании циркония элементами, обеспечивающими необходимый комплекс свойств циркониевым сплавам. При этом легирующие элементы должны обладать следующими основными качествами иметь небольшое сечение захвата тепловых нейтронов положительно влиять на коррозионную стойкость изделий в условиях эксплуатации в реакторе обеспечивать требуемые механические свойства и надежность изделий при эксплуатации не образовывать относительно долгоживущих радиоактивных нуклидов с сильным у-излучением. Важнейшим требованием к легированию циркониевых сплавов является обеспечение высокой технологичности, необходимой для изготовления ответственных изделий особо тонкостенных труб для оболочек твэлов (длиной до 4,5 м, диаметром 8...10 мм и толщиной стенки 0,3... 1мм) труб для каналов кипящих реакторов (длиной до 8 м, диаметром 80... 130 мм и толщиной стенки З...6мм) листов и лент (толщиной 0,3...1,5 мм) для дистанционирующих решеток и других деталей. [c.360]

Махе (махе) — редко применяемая единица концентрации (удельной активности) радиоактивного источника, содержащегося в воде или в воздухе. Под концентрацией (удельной активностью) радиоактивного источника понимают величину, равную отношению активности нуклида, содержащегося в воде (воздухе), к объему воды (воздуха). Концентрация показывает активность единицы объема воды (воздуха), содержащих радиоактивный источник. Махе — концентрация (удельная активность) источника, при которой 1 л воды (воздуха), содержащей источник, обладает активностью 3,63-Ю" Ки. 1 махе=1,34-10 Бк/м . [c.205]

Единица активности радиоактивного вещества — беккерель (Бк, Bq, размерность Т ). Беккерель равен активности нуклида в радиоактивном источнике, в котором за время 1 с происходит один акт распада. Внесистемная единица активности — кюри (Ки, С1) — активность нуклида радиоактивного препарата, в котором за одну секунду происходит 3,7 10 " распадов 1Ки = 3,7-10 " Бк. [c.555]

Активность нуклида в радиоактивном источнике (активность изотопа) распад в секунду рас л. с I с- [c.302]

Беккерель равен активности нуклида в радиоактивном источнике, в котором за время 1 с происходит один спонтанный переход из определенного ядерно-энергетиче-ского состояния этого радионуклида. [c.22]

Активность нуклида в радиоактивном источнике Длина [c.26]

Активность нуклида в радиоактивном источнике (активность радионуклида) [c.30]

Активность нуклида в радиоактивном источнике кюри Ки i 3,7-10 Бк (точно) [c.101]

Радиоактивные источники v-излучения представляют собой ампулы, заполненные v-активным нуклидом. Источники можно разделить на сле- [c.281]

Радиоактивные источники тормозного излучения представляют собой ампулы, заполненные Р-активным нуклидом и материалом мишени. Испускаемое нуклидом Р-излучение взаимодействует с мишенью и возбуждает тормозное излучение с непрерывным спектром (рис. 25). В качестве мишени от одного и того же источника можно получить тормозное излучение с различной максимальной энергией непрерывного спектра. Основные характеристики радиоактивных источников тормозного излучения, выпускаемых в СССР и за рубежом, приведены в табл. 8. [c.286]

Активность нуклида в радиоактивном источнике р-1 Т-1 беккерель Бк [c.64]

Активность нуклида в радиоактивном источнике кюри i Ки 3,700 10 (точно) [c.56]

Ответ. 1, Т - угловая скорость, рад/с поток ионизирующих частиц, с" частота -герц, с активность нуклида в радиоактивном источнике - беккерель. [c.36]

Активность нуклида в радиоактивном источнике (активность радионуклида) j-i беккерель Bq Бк s- [c.12]

Поглощенная доза излучения, керма, показатель поглощенной дозы (поглощенная доза ионизирующего излучения) Активность нуклида в радиоактивном источнике (активность радионуклида) [c.45]

Кюри (Ки, i) — активность нуклида в радиоактивном источнике, в котором происходит 3,7 Ю спонтанных переходов в секунду 1 Ки=3,7-10 ° Бк (точно). [c.99]

Резерфорд, (Рд, Rd)—единица активности нуклида в радиоактивном источнике 1 Рд=10 Бк. [c.102]

Активность нуклида в радиоактивном источнике кюри кюри а 3,700-lOi" [c.24]

Величины период полураспада, постоянная радиоактивного распада, активность нуклида, поток ионизирующих частиц выражаются в системе СГС в тех же единицах, что и в СИ (см. 13). [c.194]

Обезвреживание отходов высокой активности. Основной источник высокоактивных отходов (ВАО) на радиохимическом заводе регенерации топлива — первый цикл очистки отработавшего топлива методом экстракции растворителем, при котором в воднокислотном растворе остается основная масса продуктов деления (- 99,97о всех нелетучих радиоактивных нуклидов). [c.374]

Активность нуклида в радиоактивном источнике (активность изотопа). Активностью А нуклида в радиоактивном источнике называют величину, равную отношению чнсла AN распавшихся атомов ко времени Ai, за которое произо- [c.123]

Эман (Э) — редко применяемая единица концентрации (удельной активности) радиоактивного источника в воде или воздухе. Под концентрацией радиоактивного источника понимают активность нуклида единицы объема воды или воздуха, содержащих радиоактивный источник. Эман — концентрация радиоактивного источника, при которой 1 л воды (воздуха), содержащей радиоактивный источник, обладает активностью Ю- Ки. 1 Э=10-1 Ки/л=10 -3,7х X 101 (, i/jQ 3 J э=3,7-10 Бк/м . [c.210]

РАДИОАКТИВНОСТИ ЕДИНИЦЫ —единицы измерения активности радиоактивных препаратов и концентрации радиоактивных нуклидов в различных средах. С Р. е. тесно связаны единицы физ. величин, характеризующих выход излучения из радиоактивного источника и поле ионизирующих излучений вокруг радиоактивных препаратов. К этим величинам относятся уд. гамма-постоянная уизлучающего нуклида и плотность потока частиц или квантов. Активность препарата в Международной системе единиц (СИ) измеряется числом актов радиоактивного распада в препарате в секунду распад/сек). Допускается применение внесистемных единиц распад/мин и кюри =. 3,700-101 > распад сек. Для смеси неск. нуклидов указывается отдельно активность кажд010 нуклида в смеси. Единица активности воспроизводится с помощью эталонных установок эталонными методами (см. Радиоактивности из.мерения). Концентрация радиоактивных нуклидов (а также активность удельная) измеряется в распад сек м или распад сек кг, внесистемные единицы кюри1см , кюри г и т. п. [c.270]

РАДИОИЗОТОПНАЯ ЭНЕРГЕТИКА (малая ядерная энергетика), получение и использование энергии, выделяющейся при распаде радиоактивных нуклидов для преобразования её в др. виды энергии (напр., тепловую, электрическую). В качестве радиоактивных нуклидов в Р. э. используются гл. обр. р-активные продукты деления ядер ( °Sr, Рш и др.) и а-актпвные изотопы тяжёлых элементов ( Ро, Ри, [c.609]

Обычно выбор материалов для контура водо-водяных реакторов, которые работают при максимальной температуре 300° С, делают между углеродистыми и низколегированными сталями или аустенитными нержавеющими сталями. Скорость коррозии этих материалов низкая для нержавеющей стали при оптимальных условиях она составляет 0,5 г/м в месяц или 0,0007 мм в год, в то время как для углеродистых и низколегированных сталей 1,5—3 г/м в месяц или 0,0023—0,005 мм в год. Поэтому нет особой необходимости уменьшать возникающие напряжения или улучшать герметичность в хорошо контролируемых системах. Однако значительные проблемы связаны с продуктами коррозии, которые циркулируют через реакторную систему и высаживаются на поверхность металла или вымываются с нее непрерывно или периодически в зависимости от условий работы. Эти продукты коррозии обычно присутствуют в виде изолированных частиц диаметром <1 мкм и представляют собой шпинель типа R3O4, где R — железо, никель и хром. Скорость накопления продуктов коррозии в больших реакторах может достигать 10 0 г/сут. Они могут выпадать в осадок в зонах, где нет движения теплоносителя или действуют большие градиенты давления и высокие скорости теплопереноса, и собираться на поверхности тепловыделяющих элементов, где они активируются. Осажденное вещество воздействует на активацию, гидравлику, теплоперенос и реактивность. Наиболее значительный эффект состоит в том, что они могут после облучения в активной зоне высаживаться на участках, которые плохо защищены от радиации или которые имеют лишь временную защиту и поэтому могут представлять опасность для обслуживающего персонала. Активации подвергается большинство элементов, входящих в состав стали. Но для реактора с длительным сроком службы наибольшую опасность представляет нуклид Со из-за большого периода полураспада и высокой у-ак-тивности. Поэтому необходимо уменьшатд количество продуктов коррозии и связанную с ней радиоактивность, сохраняя низкую скорость коррозии. Важно также при изготовлении контура реактора использовать материалы с минимальным содержанием кобальта. Стеллиты, которые содержат значительное количество кобальта, не должны контактировать с теплоносителем. Другие сплавы надо выбирать с учетом минимального содержания кобальта. Это особенно относится к никелевым рудам, обычно содержащим кобальт, который не всегда удается полностью удалить в процессе экстракции. Различные условия работы реакторов PWR и BWR требуют различных методов контроля коррозионных процессов. [c.151]

Активность радионуклидов, бета-излучаю-(цих нуклидов в газах и радиоактивных аэрозолях экспозиционная доза рентгеновского и гамма-излучений, импульсного рентгеновского излучения not лощённая доза бета-излучения и рентгеновского излучения мощность экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-нзлучений, импульсного рентгеновское о излучения мощность поглощённой дозы бета-излучения, фотонного и нейтронного излучений мощность эквивалентной дозы нейтронного излучения поток энергии рентгеновского излучения, импульсного рентгеновского излучения, тормозного излучения фотонов, электронов плотность потока энергии импульсного рентгеновского излучения флюенс нейтронов поток нейтронов и электронов плотность потока нейтронов [c.643]

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]

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]

Типичный пример образования и радиоактивного распада нуклидов, возникающих при делении ядра наглядно приведен на рис. 10.2. В табл. 10.1 даны характеристики относительно долгоживущих продуктов деления, образующихся при делении 1 кг 235U которые имеют важное значение при переработке отработавшего в реакторе топлива. По массе они составляют 70 % всех радиоактивных продуктов, образовавшихся при делении, и на них приходится 85 % общей р- и у-активности [ — 650 000 Ки/кг, или 24-10 расп./(с-кг)]. [c.338]

Активность нуклида в радиоактивном источнике (активность радионуклида) Р T-l бскке- рель Bq Бк S- [c.53]

Активность нуклида в радиоактивном источнике Т-1 беккерель Bq Бк Беккерель равен активности нуклида в радиоактивном источнике, в котором за время ] s проис.чодит один акт распада [c.96]

Активность нуклида в радиоактивном источнике T-i секунда в мииус первой степени с-1 [c.10]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...