Книги
чёрным по белому
Главное меню
Главная О нас Добавить материал Поиск по сайту Карта книг Карта сайта
Книги
Археология Архитектура Бизнес Биология Ветеринария Военная промышленность География Геология Гороскоп Дизайн Журналы Инженерия Информационные ресурсы Искусство История Компьютерная литература Криптология Кулинария Культура Лингвистика Математика Медицина Менеджмент Металлургия Минералогия Музыка Научная литература Нумизматика Образование Охота Педагогика Политика Промышленные производства Психология Путеводители Религия Рыбалка Садоводство Саморазвитие Семиотика Социология Спорт Столярное дело Строительство Техника Туризм Фантастика Физика Футурология Химия Художественная литература Экология Экономика Электроника Энергетика Этика Юриспруденция
Новые книги
Цуканов Б.И. "Время в психике человека" (Медицина)

Суворов С. "Танк Т-64. Первенец танков 2-го поколения " (Военная промышленность)

Нестеров В.А. "Основы проэктирования ракет класса воздух- воздух и авиационных катапульных установок для них" (Военная промышленность)

Фогль Б. "101 вопрос, который задала бы ваша кошка своему ветеринару если бы умела говорить" (Ветеринария)

Яблоков Н.П. "Криминалистика" (Юриспруденция)
Реклама

Изотопы: свойства, получение, применение Том 1 - Баранов В.Ю.

Баранов В.Ю. Изотопы: свойства, получение, применение Том 1 — М.: ФИЗМАТЛИТ, 2005. — 600 c.
ISBN 5-9221-0522-1
Скачать (прямая ссылка): izotopisvoystvapolucheniyaprimenenie2005.djvu
Предыдущая << 1 .. 234 235 236 237 238 239 < 240 > 241 242 243 244 245 246 .. 291 >> Следующая


1 кг кюрия. Типичный изотопный состав кюрия, накопившегося в топливе АЭС, приведён ниже:

Изотопный состав «станционного» кюрия

Изотоп 244Cm 245Cm 246Cm
Доля изотопа, % 92-94 4-6 0,5-0,6

Такой кюрий может быть использован для изготовления специальных мишеней и подвергнут облучению в исследовательском реакторе, обладающем достаточными условиями для организации отвода тепла от мишени, энерговыделение в которой обусловлено наличием имеющего высокое значение сечения деления 245Cm. Например, для реактора CM единовременная загрузка кюрия в этом случае может лежать в диапазоне 100-300 г в зависимости от выбранного места облучения. Основная идея такой трансмутации, в отличие от обычных подходов, заключается в полезном использовании кюриевой фракции для получения продуктов, имеющих потребительскую ценность в про-

Доля ядер 246Cm, %

Рис. 9.1.7. Расчетные данные по выходу 252Cf
9.1. Методы, основанные на поглощении нейтронов

511

мышленности и медицине. Важно отметить, что при облучении одновременно с уменьшением количества кюрия увеличивается доля «тяжёлых» изотопов, таких как 246Cm и 248Cm, т. е. «качество» кюрия возрастает.

9.1.2. Примеры оптимизации накопления реакторных радионуклидов. Отметим что, параметры накопления радионуклидов в компактных исследовательских реакторах чрезвычайно чувствительны к изменению физического состава активной зоны и поэтому требуют постоянной работы по корректировке и оптимизации режимов облучения. Для исследователя, занимающегося оптимизацией накопления радионуклидов на любом исследовательском реакторе, определяющим является диапазон реализуемых на практике возможностей или параметров облучения.

Наличие широкого набора потоков и спектров нейтронов (как это имеет место в реакторе CM) открывает простор для поиска и реализации оптимальных схем накопления тех или иных радионуклидов. Приведём в качестве иллюстрации два примера.

Известно [5], что накопление 252Cf зависит от спектральных характеристик нейтронного поля. Чувствительность выхода 252Cf к спектру нейтронов обусловлена существенным отличием значений тепловых сечений и резонансных интегралов ряда нуклидов-предшественников из цепочки накопления (см. рис. 9.1.6 и табл. 9.1.2). Так, например, выход 249Bk увеличивается при уменьшении плотности потока тепловых нейтронов (при примерном сохранении плотности потока надтепловых нейтронов). Этим эффектом можно воспользоваться и попытаться на одном из этапов облучения накопить 249Bk, а затем «выжечь» этот нуклид в целевой 252Cf. Для экспериментальной проверки такого режима накопления были облучены две одинаковых мишени, содержащие тяжёлые изотопы кюрия. Одна мишень облучалась только в нейтронной ловушке реактора CM, а вторая была на определённое время переставлена на облучение в активную зону реактора, где плотность потока тепловых нейтронов существенно ниже, а затем вновь возвращена на до-облучение в ловушку. Расчётные и экспериментальные данные по выходу 252Cf представлены на рис. 9.1.8. Видно, что выход 252Cf при «трёхстадийном» облучении заметно выше.

Другой пример. При реконструкции 1992 г. физический состав нейтронной ловушки реактора CM с учётом предшествующих исследований был изменён таким образом, что плотность потока надтепловых нейтронов возросла примерно на 15%. Для экспериментального доказательства положительного влияния такого изменения на выход 252Cf были облучены две одинаковых мишени с тяжёлыми изотопами кюрия. Одна мишень облучалась до реконструкции реактора, вторая — после. Расчётные и экспериментальные данные по выходу21 32Cf в этих мишенях приведены на рис. 9.1.9. Видно, что «ужестчение» нейтронного спектра привело к заметному увеличению выхода калифорния в пересчёте на 1 г стартового материала.

9.1.3. Получение радионуклидов при делении ядер. Известно [і] , что в процессе деления ядер образуется примерно 120 нуклидов — осколков деления. Выход каждого из них зависит от вида делящегося ядра и энергии нейтронов, вызвавших деление. Отметим, что часть продуктов деления
512

Гл. 9. Реакторные методы накопления радионуклидов

Время облучения, сут

Рис. 9.1.8. Выход 252Cf при обычном (1) и трёхстадийном (2) облучении

Время облучения, сут

Рис. 9.1.9. Выход 252Cf при облучении кюрия в различных нейтронных спектрах

является радионуклидами, которые после радиохимического выделения могут быть полезно использованы в качестве источника излучения в технике или медицине. Основными из них являются 90Sr, "Mo, 131I и 137Cs [9]. Так, широко используемый для медицинской диагностики 99Mo производится в настоящее время в количествах порядка 3000 Ки в неделю [10].

Радионуклид 137Cs применяется при изготовлении закрытых источников гамма-излучения для промышленности и медицины.

Для получения долгоживущих продуктов деления (например, 90Sr, 137Cs) осуществляют радиохимическую переработку отработанного топлива ядерных реакторов, подвергнувшегося достаточно длительной выдержке. В то же время, для получения короткоживущих радионуклидов, например, "Mo, в реакторе облучают специальные урановые мишени, а радиохимическая переработка производится после минимально допустимой выдержки.
Предыдущая << 1 .. 234 235 236 237 238 239 < 240 > 241 242 243 244 245 246 .. 291 >> Следующая