Радиоактивные источники быстрых нейтронов

Радиоактивные источники быстрых нейтронов [c.286]

Коллимационные системы, указанные выше, могут быть применены и в других источниках медленных нейтронов. За последнее время значительно возрос интерес к использованию в нейтронной радиографии неядерных источников [36]. Как было показано в работе [16], источники быстрых нейтронов с ускорителями и радиоактивного типа также способны давать пригодный для радиографии поток тепловых нейтронов. Успешно были использованы радиоактивные источники — Be типа (y,и источники типа (а,/г) — Ве и Ат -г- [c.294]

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]

Учитывая большое количество выделяющейся при этом процессе энергии, Жолио считал, что осколки деления могут вылетать с поверхности облученного образца. Поэтому он помещал источники нейтронов внутрь латунного цилиндра, покрытого снаружи слоем окиси урана. Ко-аксиально с ним с зазором в 3 жлг был расположен цилиндр из бакелита (см. фиг. 69). Этот цилиндр очень быстро покрывался радиоактивными веществами — продуктами деления урана. Испытания, проведенные с латунным цилиндром без покрытия, доказали, что радиоактивность возникала только при наличии уранового слоя. [c.108]

Радиоактивные источники быстрых нейтронов. Ядра некоторых радионзтслидов при распаде испускают а-частицы или у-кван-ты с энергией, превышающей порог реакций (а, п) и (у, п) на некоторых легких элементах. На основе таких нуклидов можно создавать достаточно простые и компактные источники нейтронов. Энергия а-частиц, испускаемых а-радиоактивными нуклидами ( Ро, Ас, обычно 5...6 МэВ. Под воздействием таких частиц реакция (а, и) с относительно большой вероятностью осуществима лишь на ядрах некоторых легких элементов (бериллий, бор, фтор, литий), которые в основном и используются в качестве мишеней в рассматриваемых источниках. В зависимости от энергии а-частиц максимальная энергия нейтронов, возникающих в реакции (а, и) на бериллии, боре и фторе, не превышает соответственно [c.258]

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]

Важнейшие характеристики некоторых наиболее перспективных радиоактивных источников приведены в табл. 9.1. Пик интенсивности у потока тепловых нейтронов в замедлителе, окружающем такой источник быстрых нейтронов, составляет около 0,001 выхода быстрых нейтронов из источника при коллиматоре с расширяющимся потоком. Следовательно, при кол-лиматорной системе 10 1 степень ослабления потока быстрых нейтронов из источника в поток тепловых нейтронов в месте [c.295]

Хотя радиография на быстрых нейтронах пользовалась значительно меньшим вниманием исследователей, уместно начинать с этого метода, поскольку в проведенных работах использовались ускоритель и радиоактивные источники, описанные ранее [47, 1, 94, 60, 101]. По существу одной из главных особенностей этого метода является возможность применения точечных источников быстрых нейтронов. При использовании быстрых нейтронов непосредственно их не надо ни замедлять, ни коллимировать, как в случае, когда нейтроны из таких источников используются для радиографии на тепловых нейтронах. В качестве примера на фиг. 9.7 приведена радиограмма, полученная с генератором быстрых нейтронов типа Т й,п)Не . Для радиографирования быстрыми нейтронами могут быть также использованы источники нейтронов малых размеров, но с высоким выходом, в особенности такие, как, например, Особого внимания заслуживают и такие источники, как п) Ве , в которых возможно изменение энергии нейтронов в широком диапазоне. В этом случае можно выбрать оптимальную энергию для обнаружения материала, представляющего интерес. Например, литий легко может быть обнаружен, если пучок нейтронов будет обладать резонансной энергией 250 [c.303]

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]

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]

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]

Закон обратных квадратов и поглощение в тканях тела приводят к тому, что в этом случае полная доза, или так называемая интегральная доза , полученная стандартным человеком, составит всего одну четверть от той, которая была бы испущена бесконечно удаленным источником. Толщина тела стандартного человека составляет в среднем около 18 см, и при облучении спереди его тело пропускает до 27% у-лучей радия, т. е. это значит, что полутолщина ) человеческого тела для у-лучей составляет около 9 см. Итак, сколо одной четвертой излучения проходит через тело, не поглощаясь в нем. Для более мягких видов излучения значения шолутолщины меньше. Для быстрых нейтронов с энергией в 7 MeV, приводящих к появлению радиоактивного Мп в детекторе из железа, значение полутолщины около 5 см. Диффузионная длина L для тепловых нейтронов в воде равна 2,8 см, что составляет величину, близкую к полутолщине для тепловых нейтронов. [c.290]

Значение нейтронов в радиохимии. Высокая эффективтюсть нейтронов в преобразовании элементов была обнаружена [42] вскоре после их открытия Чэдвиком в 1932 г. [30] относительно истории этого открытия см. [43]. В конце концов почти всякий нейтрон погибает, обязательно вызывая превращение ядра, даже если он потеряет почти всю свою кинетическую энергию, прежде чем это произойдет ( медленные нейтроны [6]). Однако сами свободные нейтроны приходится получать (исключая котел с цепной реакцией) с помощью ядерных превращений, вызываемых заряженными частицами, с относительно малыми выходами. Поэтому на первый взгляд можно было бы ожидать, что количество радиоэлементов, получаемых при непосредственной бомбардировке заряженными частицами (от естественных радиоактивных источников или ускорительных установок), будет не меньше, чем получаемое с помощью нейтронов от источников с естественными радиоэлементами или нейтронов, испускаемых мишенями ускорителей. В действительности, однако, выходы в таком двухстепенном процессе сильно увеличиваются. Причина заключается в том, что на первой стадии процесса можно выбрать для мишени такой материал, который в силу низкого потенциального барьера и подходящего протон-нейтронного отношения обладает хорошим нейтронным выходом на второй стадии незаряженные нейтроны легко реагируют даже с очень сильно заряженными ядрами, в то время как непосредственное проникновение первичных заряженных частиц в такие ядра потребовало бы чрезмерных энергий. Однако преимущество хорошего выхода приобретается не даром. Для медленных нейтронов, как правило, преобладает реакция (п, у), приводящая к образованию изотопов из вещества мишени, которые нельзя химически отделить (см., однако, гл. IX) быстрые нейтроны, которые часто приводят к неизотопным продуктам, дают меньшие [c.39]

Если в качестве бомбардирующих частиц используются у-кванты, то выбиваемые ими из ядер нейтроны называются фотонейтронами . Очевидно, что такие процессы возможны, только если энергия у-кванта больше энергии отделения нейтрона от ядра мишени. В случае ядра бериллия Ве энергия отделения нейтрона равна 1,67 МэВ, для ядра Н она составляет 2,23 МэВ и превышает 6 МэВ для всех остальных ядер. Поскольку ни один радиоактивный элемент не испускает фотоны с энергией свыше 6 МэВ, единственно подходящими мишенями являются бериллиевая и дейтериевая мишени. Такие источники обеспечивают выход10 нейтронов в 1 с при активности источника у-квантов, равной 1 Ки. Подобные нейтронные источники, оказавшиеся компактными и дешевыми, ценны прежде всего тем, что испускают моноэнергетические нейтроны (конечно, если моноэнергетическими являются фотоны), чем они резко отличаются от уже рассмотренных выше источников на а-частицах. Фотонейтронные источники используются для калибровки детекторов, применяющихся при регистрации быстрых нейтронов. [c.254]

За немногими исключениями, нейтронный радиографический контроль осуществляется потоками нейтронов различных энергий с пиком интенсивности в области тепловых энергий. Такие нейтронные потоки большей частью получаются из ядерных реакторов и за последнее время из ускорителей и радиоактивных источников нейтронов. Были разработаны специальные методы нейтронной радиографии на нейтронах различных энергий тепловых, резонансных или надтепловых, быстрых. Обсуждение возможностей этих источников нейтронов будет проведено в следующем разделе. Далее будут рассмотрены также и методы обнаружения (детектирования) нейтронов. Однако уже здесь следует отметить, что наиболее широко для детектирования нейтронов используется фотопленка. Обычно используются рентгеновские пленки, которые помещаются непосредственно в поток нейтронов или, как в авторадиографии, совместно с радиоактивной фольгой, усиливающей изображение. Первый способ, в котором пленка помещается в поток нейтронов, может быть назван методом прямой регистрации. Конверторные (преобразующие) материалы в виде пленки используются для увеличения чувствительности рентгеновской пленки к нейтронам. Такими конверторами могут быть сцинтилляцион-ные материалы, как, например, смесь порошка фосфора и материалов, содержащих бор или литий. В этом случае в результате реакции типа (/г,а) облученные бор и литий возбуждают фосфор, а свечение последнего создает изображение на пленке. В качестве конверторного материала используется также металлическая фольга, например из гадолиния, которая благодаря реакции типа [п,у) сильнее воздействует на пленку. [c.291]

Принцип работы ЭДН основан на свойстве некоторых ядер (серебро, родий, ванадий) превращаться при поглощении нейтрона в радиоактивное ядро, которое через некоторое время претерпевает р-распад с излучением быстрого электрона (р-частицы). Конструктивно ЭДН (рис. 11.6) выполнен в виде кабеля с внешним диаметром 1,5 — 8 мм, содержащего эмиттер /, выполненный из указанных веществ. Эмиттер окружен герметичным коллектором 2, изолированным от эмиттера изолятором 3. При облучении нейтронами в эмиттере накапливаются р-активные ядра. Быстрые электроны, образующиеся при их распаде, проникают через изолятор к коллектору, благодаря чему во внешней цепи идет ток, пропорциональный нейтронному потоку, регистрируемый прибором 4. Внешнего источника напряжения для ЭДН не требуется. Они чувствительны только к нейтронам и проблемы компенсации уфона для них не возникает. [c.135]

Для получения мугаций применяют различные источники ионизирующих излучений, чаще всего рентгеновское и гамма-излучения, а- и р-частицы, быстрые и медленные нейтроны. Высокой мутагенной активностью обладают и радиоактивные изотопы 2р и 3 8. Однако из-за трудностей их хранения и использования последний источник излучения мало удобен для селекционеров. [c.244]

МАССОВОЕ ЧИСЛО, суммарное число нуклонов (нейтронов п протонов) в ат. ядре. Различно для изотопов одного хим. элемента. МАСС-СЕПАРАТОР, прибор для измерения массовых ч[1сел А нуклидов, образующихся в яд. реакциях на ускорителях пли в яд. реакторах. При изучении радиоактивных долгоживущих нуклидов (период полураспада > 1 мин) в кач-ве М.-с. используют статич. масс-спектрометры со спец. конструкцией ионного источника, позволяющей быстро помещать образец в источник ионов или облучать его непосредственно в масс-спектрометре. Для определения А короткоживущих нуклидов используются М.-с. с торможением ионов в камере, наполненной газом и польщённой в поперечное магн. поле. При определ. условиях изменение заряда иона (нри торможении ядра обрастают эл-нами) компенсируется изменением его скорости, и радиус траектории определяется лишь массой иона. Разрешающая способность газонаполненных М.-с. 100, мин. время анализа 10 с. и. О. Лейпунский. МАСС-СПЕКТРОМЕТР, прибор для разделения ионизов. молекул и атомов по пх массам, основанный на воздействии магн. и электрич. полей на пучки ионов, летящих в вакууме. В М.-с. регистрация ионов осуществляется электрич. методами, в м а с с -спектрографах — по потемнению фоточувств ИТ. слоя. [c.393]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...