Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение. Ответственный исполнитель Андрюшин И.А.

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download "Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение. Ответственный исполнитель Андрюшин И.А."

Транскрипт

1 Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение Ответственный исполнитель Андрюшин И.А.

2 2 АННОТАЦИЯ Настоящий отчет содержит результаты первого этапа исследований посвященных исследованию актуальности проблемы и выработки возможных решений повышения безопасности в отношении специальной группы радиоактивных материалов минорных актиноидов. Данная работа проводится в рамках контракта Аналитического центра по проблемам нераспространения и Министерства энергетики США.

3 3 СОДЕРЖАНИЕ ВВЕДЕНИЕ ПРОЦЕСС НАРАБОТКИ МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ В УРАН- УРАНОВОМ ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ ОБЩИЕ ФИЗИЧЕСКИЕ И РАДИАЦИОННЫЕ СВОЙСТВА МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ Нептуний Америций Изотоп Am Изотоп Am Изотоп Am-242m Кюрий Изотоп Сm Изотоп Cm Изотоп Cm ХАРАКТЕРИСТИКИ ГАММА И НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ МАТЕРИАЛОВ, СОДЕРЖАЩИХ МИНОРНЫЕ АКТИНОИДЫ Гамма-излучение двуокиси Np Нейтронное излучение NpO Гамма-излучение AmO Нейтронное излучение AmO Гамма-излучение CmO Нейтронное излучение CmO МЕТОД ОПРЕДЕЛЕНИЯ НАРАБОТКИ МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ В ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ Постановка задачи Реакторы PWR Другие типы ядерных реакторов Реакторы BWR Реакторы LWGR Реакторы AGR Реакторы PHWR Реакторы GCR ОЦЕНКИ НАРАБОТКИ МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ В ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРАХ Общие подходы к проблеме Схема оценки наработки рассматриваемых изотопов...36

4 Оценки общей наработки рассматриваемых изотопов в ядерных реакторах Устойчивость оценок наработки изотопов к энерговыработке ОЯТ ПРОИЗВОДСТВО МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ В ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРАХ СТРАН МИРА РАДИОАКТИВНОЕ ВОЗДЕЙСТВИЕ МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ Общий подход Дозовые коэффициенты и удельные токсодозы Плутониевые эквиваленты минорных актиноидов Химические эквиваленты минорных актиноидов Некоторые вопросы устойчивости Оценки плутониевых и химических эквивалентов минорных актиноидов для тяжеловодных реакторов КРИТМАССОВЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ Общая формулировка проблемы Критмассовые характеристики для минорных актиноидов, нарабатываемых в реакторах PWR Критмассовые характеристики для минорных актиноидов, нарабатываемых в реакторах РНWR ХАРАКТЕРИСТИКИ ОЯТ КАК БАРЬЕРА БЕЗОПАСНОСТИ ДЛЯ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ Разбавление в массе ОЯТ Радиационный барьер безопасности...69 ЗАКЛЮЧЕНИЕ...71 СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ...72

5 5 ВВЕДЕНИЕ Данный материал является первой частью работы, посвященной исследованию актуальности проблемы и выработки возможных решений повышения безопасности в отношении специальной группы радиоактивных материалов минорных актиноидов. К минорным актиноидам относятся долгоживущие и относительно долгоживущие изотопы нептуния (Np-237), америция (Am-241, Am-243) и кюрия (Cm-242, Cm-244, Cm-245), нарабатываемые в ядерных реакторах. Проблемы безопасности, связанные с этими материалами, рассматриваются в двух аспектах: это вопросы критмассовых параметров, связанные с потенциальной возможностью использования этих материалов для создания ядерных взрывных устройств; это вопросы радиоактивных характеристик, связанных с потенциальной возможностью использования этих материалов для создания угроз людям и среде обитания. Существенно, что минорные актиноиды нарабатываются в ОЯТ ядерных реакторов совместно с энергетическим плутонием, количество которого намного больше. Поэтому важным моментом является определение относительной роли минорных актиноидов по сравнению с энергетическим плутонием в отношении указанных выше двух проблем безопасности. В рамках второй проблемы важной также является оценка относительного значения минорных актиноидов по сравнению с химическими веществами. Проблема минорных актиноидов возникла в основном в связи с широким распространением и наращиванием мощности ядерной энергетики, основанной на легководных и тяжеловодных, а также газографитовых и водографитовых реакторах, и в связи с распространением производств по радиохимической переработке ОЯТ. Разнообразие типов реакторов, их ядерного топлива, уровней энерговыработки ОЯТ порождает широкий спектр соотношений между абсолютными уровнями наработки различных минорных актиноидов, а также в их сравнении с уровнями наработки и составом энергетического плутония. Для определения этих зависимостей была разработана специальная модель расчетов изотопной кинетики, адаптированная к различным типам ядерных реакторов. На основании этой модели были получены абсолютные и относительные характеристики уровней наработки минорных актиноидов. Для определения объемов наработки минорных актиноидов в различных странах использовалась адаптированная в этих целях база данных МАГАТЭ по развитию ядерной энергетики в мире на конец 21 года, в которой определяющими параметрами являются общая энерговыработка, уровень электрической мощности, время работы конкретных ядерных реакторов. В целях настоящей работы были

6 6 систематизированы данные по 53 действующим и закрытым ядерным энергетическим реакторам, находящимися в 32 странах мира. На основании этой адаптации и результатов исследований наработки минорных актиноидов в различных типах ядерных реакторов для каждой из 32 стран были оценены количества минорных актиноидов, произведенные в их ядерных энергетических реакторах, а также количества наработанного в них энергетического плутония. Для сравнения относительной роли минорных актиноидов и энергетического плутония было введено понятие их плутониевого эквивалента, а для сравнения роли минорных актиноидов с химическими веществами понятие их химического эквивалента. На основе анализа соотношений наработки для двух основных легководных и тяжеловодных типов ядерных реакторов был определен уровень значимости различных минорных актиноидов в отношении рассматриваемых аспектов безопасности. При этом значение одних минорных актиноидов оказалось достаточно велико, в то время как другие минорные актиноиды существенно более слабо влияют на те или иные аспекты безопасности. В рамках данного исследования также проведена систематизация основных радиационных характеристик минорных актиноидов. На основании этих данных показано, что уровни их проникающих излучений таковы, что они не создают существенных радиационных барьеров безопасности при обращении с выделенными минорными актиноидами. В этом плане существенно более безопасным является их нахождение в составе ОЯТ, где основной радиационный фон создается γ-активными продуктами деления. Существенно, что повышение безопасности в этом случае достигается и за счет сильного разбавления минорных актиноидов (и энергетического плутония) в большой массе слаборадиоактивного материала. Основным результатом первого этапа работы является обоснование важности значения минорных актиноидов в решении проблемы безопасности, связанной с распространением ядерных и радиоактивных материалов, и выяснение конкретных особенностей наработки и характеристик этих веществ.

7 7 1. ПРОЦЕСС НАРАБОТКИ МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ В УРАН- УРАНОВОМ ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ В стандартном уран-урановом ( 235 U x, 238 U 1-x ) топливе ядерных реакторов изотоп нептуния Np-237 нарабатывается на изотопе урана U-235, а изотопы америция Am-241, Am-243 и изотопы кюрия Cm-242, Cm-244 и Cm-245 нарабатываются на изотопе урана U-238 по следующим изотопным цепочкам: 235 U n,γ 236 U n,γ 237 U β Np n,γ 238 Np β Pu n,f 6.75 суток 2.12 суток 238 U n,γ 239 U β - β - n,γ n,γ 239 Np 239 Pu 24 Pu 241 Pu 23.5 минут 2.36 суток n,f 241 Am n,γ 242 Am β Cm 245 Сm 14.4 года 241 Pu β - ЭЗ n,γ n,γ β - n,γ 242 Pu 243 Pu 243 Am 244 Am β - n,γ 244 Сm n,f 4.96 часа 1.1 часа При этом происходит деление стартового изотопа U-235 и нарабатываемых изотопов плутония Pu-239 и Pu-241, в основном обеспечивающих энерговыделение и поддержание цепной реакции деления.

8 8 2. ОБЩИЕ ФИЗИЧЕСКИЕ И РАДИАЦИОННЫЕ СВОЙСТВА МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ В данном разделе приведены основные физические и радиационные характеристики изучаемых изотопов нептуния, америция и кюрия [1]. Таблица 2.1 Основные физические и радиационные характеристики изотопов нептуния, америция и кюрия Плотность, г/см 3 Температура плавления, о C Теплоемкость, Дж/г град Теплота плавления, кдж/г Металлический нептуний 2,25 637,124,22 Металлический америций 13,65 118,17,6 Металлический кюрий 13, Оксид нептуния NpO 2 11,1 256,246, Нептуний К долгоживущим изотопам нептуния, нарабатываемым в значимых количествах в реакторах на тепловых нейтронах, относится изотоп Np-237 с периодом полураспада Т 1/2 = 2, лет. Схема его радиоактивного распада до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид [1]: Np-237 (T 1/2 = 2, лет; α) Pa-233 (T 1/2 = 27 суток; β) U-233 (T 1/2 = 1, лет; α) Количество Ра-233, образующееся при распаде Np-237, составляет: ( Pa-233) τ m(pa-233) = m(np-237) 1 exp ( t/ τ(pa-233) ) τ(np-237) ( Pa-233) τ m(np-237) τ (Np-237) t τ(pa-233) где τ T /ln2 1/2 время жизни изотопа. Очевидно, что при t >> τ активность дочернего и основного изотопов совпадает и m(np-237) m(pa-233) C(Np-237) = = C(Pa-233) =. τ(np-237) τ(pa-233)

9 9 Поскольку время жизни Ра-233 относительно невелико по сравнению с характерным временем, в течение которого в рамках исследуемой задачи (несколько лет или десятилетий) существует материал, содержащий нептуний, то мы должны принять, что в этом материале Np-237 и Ра-233 находятся в радиационном равновесии и их активности равны. Напротив, для изотопа U-233 t << τ, и его количество, образующееся при распаде Np-237, составляет: t t m(u-233) = m(np-237) τ (Np-237) t τ(pa-233) τ(u-233) и, соответственно, t C(U-233) = C(Np-237) << C(Np-237). τ(u-233) Поэтому вклад U-233 и последующих продуктов его распада в общую активность материала, содержащего Np-237, мы учитывать не будем. Таким образом, радиоактивные характеристики материала, содержащего нептуний, определяются двумя радионуклидами собственно Np-237 и Ра-233. Радиоактивные характеристики этих радионуклидов представлены в таблице 2.2 [3, 4]. Таблица 2.2 Радиоактивные характеристики радионуклидов Np-237 и Ра-233 Изотоп C Тип распада Q E α E β E γ W Np-237,7 α 4,96 4,77 33 Pa-233,7 β,57,64 2 2,1 1-2 где C удельная активность материала в расчете на 1 кг Np-237 (Ки/кг); Q энергия распада (МэВ); E α энергия α-частиц (МэВ); E β средняя энергия β-частиц (МэВ); E γ общая энергия γ-квантов (кэв); W тепловыделение (Вт/кг). В таблицах 2.3 и 2.4 приведены основные линии и интенсивности I γ-квантов при распаде Np-237 и Pa-233 (в процентах на 1 распад) [2, 4]. Таблица 2.3 Основные линии и интенсивности γ-квантов при распаде Np-237 Е γ (кэb) 29,37 57,1 86,5 143,25 151, ,9

10 1 I 15,39 12,4,43,23,184,63 Таблица 2.4 Основные линии и интенсивности γ-квантов при распаде Pa-233 Е γ (кэb) 75,35 86,8 3,3 312,2 34,8 375,45 398,6 415,8 I 1,39 1,97 6,6 38,6 4,47,68 1,39 1, Америций К долгоживущим изотопам америция, нарабатываемым в значимых количествах в реакторах на тепловых нейтронах, относятся изотопы Аm-241 и Am-243. Изотоп Аm-242m нарабатывается в существенно меньших количествах, однако его содержание в америции, выделяемом из ОЯТ, может оказывать значительное влияние на характеристики нейтронного излучения материала Изотоп Am-241 Схема радиоактивного распада Am-241 до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид: Am-241 (T 1/2 = 4, лет; α) Np-237 (T 1/2 = 2, лет; α) Поскольку эта схема не содержит промежуточных короткоживущих ядер, то радиационные характеристики процесса определяются исключительно параметрами распада собственно Аm-241, которые приведены в таблице 2.5 [3, 4]. Таблица 2.5 Радиоактивные характеристики радионуклида Am-241 Изотоп C Тип распада Q E α E γ W Am-241 3, α 5,64 5, , В таблице 2.6 приведены основные линии и интенсивности γ-излучения, сопровождающего распад Am-241 [2, 4]. Таблица 2.6 Основные линии и интенсивности γ-квантов при распаде Am-241 E γ (кэb) 26,3 33,2 59, ,3 I 2,4,126 35, ,1 1-3 E γ (кэb) ,4 376, ,4 722 I 7, , ,

11 Изотоп Am-243 Схема радиоактивного распада Am-243 до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид: Am-243 (T 1/2 = 7, лет; α) Np-239 (T 1/2 = 2,35 суток; β - ) Pu-239(T 1/2 = 2, лет; α) Таким образом, радиационные характеристики материала, содержащего Аm-243, определяются радиоактивностью этого изотопа и находящегося с ним в равновесии изотопа Np-239 [3, 4]. Таблица 2.7 Радиоактивные характеристики радионуклидов Am-243 и Np-239 Изотоп C Тип распада Q E α E β E γ W Am α 5,44 5,27 48 Np β,72, ,6 Основные линии и интенсивности γ-излучения Np-239 приведены в таблице 2.8. Am-243 характеризуется в основном одной линией излучения E γ = 74,7 кэb с интенсивностью,682 квант/распад. Среди жестких квантов, сопровождающих распад Am-243, можно отметить линию E γ = 662 кэb с интенсивностью 1, квант/распад [2, 4]. Таблица 2.8 Основные линии и интенсивности γ-квантов при распаде Np-239 E γ (кэb) 16,1 29,7 228,2 277,7 315,9 334,3 I 27,2 3,42 1,8 14,4 1,6 2, Изотоп Am-242m К долгоживущим изотопам америция, нарабатываемым в небольших количествах в ядерных реакторах на тепловых нейтронах, относится изомер Am-242m, имеющий следующую схему распада: Am-242m (T 1/2 = 1, лет; γ) Am-242 (T 1/2 = 16 часов; 82% β - ; 18% ЭЗ *) ) Pu-242 (T 1/2 = 3, лет; α) Cm-242 (T 1/2 = 1, суток; α) Pu-238 (T 1/2 = 88 лет; α) В радиоактивность материала, содержащего Am-242m, дают вклад следующие радионуклиды: Am-242m, Am-242, Cm-242 [3, 4]. *) Электронный захват

12 12 Таблица 2.9 Радиоактивные характеристики радионуклидов Am-242m, Am-242 и Np-239 Изотоп C Тип распада Q E α E β E γ W Am-242m 9, γ,72 49 Am-242 1, ЭЗ β,75, ЭЗ, 17,3%,66, β -, 82,7%,16 Cm α 6,2 6,1 1, Тепловыделение и нейтронный фон материала, содержащего Am-242m, определяются распадом дочернего ядра Сm-242. Следует отметить высокий нейтронный фон, связанный со спонтанным делением Сm-242, находящегося в материале в равновесном состоянии с Аm-242m. Основной линией γ-излучения, сопровождающей распад Am-242m, является изомерный переход с энергией Е γ = 49 кэв и интенсивностью ~ 1 квант/распад Кюрий К долгоживущим изотопам кюрия, нарабатываемым в значительных количествах в ядерных реакторах на тепловых нейтронах, относятся изотопы Cm-242, Cm-244 и Cm-245. При этом изотоп Cm-242 имеет относительно небольшое время жизни, и его накопление определяется текущей энерговыработкой и временем выдержки ОЯТ до переработки Изотоп Сm-242 Схема радиоактивного распада радионуклида Cm-242 имеет вид: Сm-242 (Т 1/2 = 163 суток; α) Pu-238 (Т 1/2 = 87,7 лет; α) U-234 (Т 1/2 = 2, лет; α) В связи с быстрым распадом Cm-242 его активность достаточно быстро сравнивается с активностью дочернего ядра Pu-238. Активность Cm-242 убывает по закону: t C1(Cm-242) = Cexp, τ(cm-242) а активность Pu-238 возрастает по закону: C τ t t = C τ τ τ(cm-242) 1 2(Pu-238) exp exp (Pu-238),

13 13 Оба уровня активности сравниваются при t 3,4 года, когда активность Cm-242 уменьшается приблизительно в 2 раз по сравнению с первоначальным уровнем. Характеристики радиоактивности смеси Сm-242 и продукта его распада Pu-238 определяются величинами C 1 (t) и C 2 (t) и соответствующими удельными характеристиками радиоактивности для этих изотопов. Удельные характеристики радиоактивности Cm-242 и Pu-238 приведены в таблице 2.1 в расчете на 1 кг каждого радионуклида [3, 4]. Таблица 2.1 Радиоактивные характеристики радионуклидов Cm-242 и Pu-238 Изотоп C Тип распада Q E α E β E γ W Cm-242 3,3 1 6 α 6,2 6,5 1,8 1, Pu-238 1, α 5,6 5,5 2 5,6 1 2 Основные линии и интенсивности γ-излучения Сm-242 и Pu-238 приведены в таблицах 2.11 и 2.12 [2, 4]. Таблица 2.11 Основные линии и интенсивности γ-квантов при распаде Cm-242 E γ (кэb) 44,1 11,9 157, ,3 I 3, , , , , ,2 1-5 Таблица 2.12 Основные линии и интенсивности γ-квантов при распаде Pu-238 E γ (кэb) 43,5 99,8 152,7 742,8 766,4 786,3 851,7 I 3, , , , , , , Изотоп Cm-244 Схема радиоактивного распада радионуклида Cm-244 имеет вид: Сm-244 (Т 1/2 = 18,1 лет; α) Pu-24 (Т 1/2 = 6, лет; α). В связи с достаточно большим временем жизни Cm-244 в течение интересующего нас времени его активность является определяющей, и вкладом Pu-24 можно пренебречь. Радиоактивные характеристики Cm-244 приведены в таблице 2.13 [3, 4]. Таблица 2.13 Радиоактивные характеристики радионуклида Cm-244 Изотоп C Тип распада Q E α E γ W Сm-244 8,1 1 4 α 5,9 5,8 2 2,93 1 3

14 14 Характеристики основных линий и интенсивности γ-излучения, сопровождающего распад Cm-244, приведены в таблице 2.14 [2, 4]. Таблица 2.14 Основные линии и интенсивности γ-квантов при распаде Cm-244 E γ (кэb) 42,8 98,9 152,6 263,3 554,5 597,2 817,8 I 2, , , , , , Изотоп Cm-245 Схема радиоактивного распада Cm-245 до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид: Сm-245 (Т 1/2 = 8,5 1 3 лет; α) Pu-241 (Т 1/2 = 14,4 лет; β) Am-241 (Т 1/2 = 4, лет; α). Радиационные характеристики материала, содержащего Cm-245, при t << τ(pu-241), определяются собственной активностью Сm-245, а активность Pu-241 при этом равна: C(Pu-241) = C t (Cm-245). τ (Pu-241) При t >> τ(pu-241) активность Pu-241 находится в равновесии с активностью Cm-245, так что C(Pu-241) = C(Cm-245). Здесь τ(pu-241) = T 1/2 /,693. В таблице 2.15 приведены основные радиационные характеристики распада Сm- 245 и находящегося с ним в равновесии Pu-241 [3, 4]. Таблица 2.15 Радиоактивные характеристики радионуклидов Cm-245 и Pu-241 Изотоп C Тип распада Q E α E β E γ W Cm-245 1, α 5,62 5,36 21 Pu-241 1, β 2, , ,55 Основные линии и характеристики интенсивности γ-излучения Сm-245 (в процентах на распад) приведены в таблице 2.16 [2, 4].

15 15 Таблица 2.16 Основные линии и интенсивности γ-квантов при распаде Cm-245 E γ (кэb) I,35,15 2,77 9,5,19 3. ХАРАКТЕРИСТИКИ ГАММА И НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ МАТЕРИАЛОВ, СОДЕРЖАЩИХ МИНОРНЫЕ АКТИНОИДЫ В данном разделе мы приводим интенсивности гамма и нейтронного излучения, сопровождающих радиоактивные распады минорных актиноидов для шаров, состоящих из их двуокисей. Выход гамма-квантов с энергией E γ c поверхности шара радиусом R определяется соотношением: где ( γ ) ( γ ) ψ ( α ) Q E = n E C R,, C абсолютная активность массы шара; n(e γ ) количество γ-квантов с энергией E γ на 1 распад; R r ψ( R, α ) = exp α 3 ( µ r+ µ r + R r ) dµ dr R 2 ; 1 α(e γ ) = 1/l(E γ ) обратный пробег поглощения γ-квантов с энергией E γ в материале шара. 3 Для l << R величина ψ ( R, α ) ~ 4 α R. В качестве типичных примеров количеств рассматриваемых материалов мы будем использовать m = 1 г и m = 1 г двуокисей минорных актиноидов. Плотность двуокисей актиноидов была принята равной 11,1 г/см 3, а радиусы шаров составляют 1,29 см и,279 см соответственно. Интенсивность нейтронного излучения определяется процессом спонтанного деления минорных актиноидов. В случае двуокисей этих актиноидов существенное значение имеет наработка нейтронов в процессе (α,n) реакции на изотопах кислорода О-17 и О-18, содержащихся в небольших количествах в природном кислороде. Вероятность (α,n) реакции с учетом торможения α-частиц в материале определяется соотношением: Emax 1 de χ = ϕ, Emin ( E) ρl ( E) α

16 16 где пробег α-частиц в двуокиси актиноида связан с сечением реакции с образованием нейтрона σ n (E) соотношением: 1 5 = 1,8 1 σ n ( E), ρl α где мы учли, что содержание изотопов О-17 и О-18 в природном кислороде составляет de,24%; ϕ ( E) = зависимость потери энергии α-частиц в двуокиси актиноида от dm пройденного расстояния m = ρ x Гамма-излучение двуокиси Np-237 Гамма-излучение NpO 2 определяется гамма-излучением радионуклида Np-237 и находящимся с ним в равновесии радионуклидом Pa-233. В таблице 3.1 приведены интенсивности основных линий излучения (квант/сек), определяемых основными линиями излучения этих радионуклидов для шаров массой 1 и 1 г. Таблица 3.1 Интенсивности основных линий излучения шаров из нептуния Е γ (кэв) N γ (Np-237) N γ (Pa-233) Е γ (кэв) m = 1 г m = 1 г m = 1 г m = 1 г 29,4 4, , ,3 5, , ,1 7, , ,8 1, ,5 6, , , ,2 2, , , , ,4 1, , , , , , ,5 3, , , , ,6 7, , ,8 1, , Следует отметить достаточно жесткое и интенсивное гамма-излучение Np-237 и Pa-233. Так, например, для того, чтобы уменьшить интенсивность гамма-излучения 1 г двуокиси нептуния NpO 2 до уровня 1 3 квант/сек (плотность потока 1 квант/см 2 сек на расстоянии R = 1 cм) необходимо использовать значительные толщины экранов из материалов, поглощающих гамма-кванты (около 5 см свинца) Нейтронное излучение NpO 2 Период полураспада Np-237 по отношению к процессу спонтанного деления очень велик (~ 1 18 лет) [1], что определяет нейтронный выход за счет этого процесса ~,12 нейтрон/сек кг. Поэтому определяющий вклад в нейтронное излучение двуокиси нептуния вносит (α,n) реакция. Интенсивность этого вида нейтронного излучения

17 17 составляет 3,2 1 2 нейтрон/сек кг в расчете на 1 кг Np-237. Соответственно для рассматриваемых нами примеров количеств двуокиси нептуния выход нейтронов составляет 28 нейтрон/сек и,28 нейтрон/сек Гамма-излучение AmO 2 Мы рассмотрим отдельно γ-излучение Am-241 и Am-243 в составе их двуокисей. Так же, как и для двуокиси NpO 2, мы будем рассматривать в качестве типичных примеров два шара с массой 1 г и 1 г при плотности материала ρ = 11,1 г/см 3. γ-излучение Am-241 определяется собственным распадом этого ядра, а γ- излучение Am-243 в основном определяется излучением при распаде его дочернего короткоживущего ядра Np-239. В том случае, если материал шаров состоит из смеси двуокиси радионуклидов Am-241 и Am-243 c долями δ 1 и δ 2 соответственно (δ 1 +δ 2 = 1), то γ-излучение такого шара определятся по формуле ( Am-241) δ ( Am-243) Nγ = δ1nγ + 2Nγ, где N γ (Am-242) и N γ (Am-243) γ-излучение соответствующих шаров из двуокисей Am-241 и Am-243, приведенное в таблице 3.2. Таблица 3.2 Интенсивности основных линий излучения шаров из америция Е γ (кэв) m = 1 г N γ (Am-241) m = 1 г Е γ (кэв) m = 1 г N γ (Am-243) m = 1 г 59 3, , , , , , , , , N γ (Np-239) 28 4, ,5 1 5 Е γ (кэв) , , , , , , , , , , , , , , , , , , , Нейтронное излучение AmO 2 Период полураспада Am-241 по отношению к процессу спонтанного деления составляет T 1/2 = 1, лет, а период полураспада Am-243 по отношению к этому процессу равен T 1/2 = 3, лет [1]. В соответствии с этим скорость образования нейтронов за счет процесса спонтанного деления в Am-241 составляет 1, нейтрон/сек кг, а в Am-243 3,9 1 3 нейтрон/сек кг. Характерное количество Am-242m может составлять ~,1 от массы америция в свежем ОЯТ, и оно будет уменьшаться до ~ 1-3 от массы америция в ОЯТ при больших временах выдержки (когда основная часть Pu-241 перейдет в Am-241). При этом вклад Am-242m в нейтронный выход

18 18 америция ОЯТ будет составлять от 1,5 1 3 нейтрон/сек до 1,5 1 2 нейтрон/сек, а вклад находящегося с ним в равновесии Сm-242 от 5,2 1 5 нейтрон/сек до 5,2 1 4 нейтрон/сек. Для двуокиси америция интенсивность нейтронного излучения за счет (α,n) реакции может быть получена таким же образом, как и выше для двуокиси нептуния. Для двуокиси Am-241 интенсивность нейтронного выхода составляет 2, нейтрон/сек кг, а для Am-243 1, нейтрон/сек кг. Эти данные показывают, что процесс (α,n) может являться определяющим для формирования нейтронного излучения энергетического америция в составе двуокиси. Полный выход нейтронов из двуокиси америция, содержащей массы m 1, m 2, m 3 изотопов Am-241, Am-243 и Аm-242m, определяется соотношением: ( ) ( ) Nn = 1,25 1 m + 3,9 1 m + 1, , 2 1 m + 2,55 1 m + 1, 25 1 m Гамма-излучение CmO 2 Мы рассмотрим отдельно γ-излучение Сm-242, Cm-244 и Cm-245 в составе их двуокисей. Так же, как и выше, в качестве примеров мы будем рассматривать два шара с массой 1 г и 1 г с плотностью материала 11,1 г/см 3. γ-излучение изотопа Cm-242 определяется сначала его собственным распадом, а затем после его перехода в изотоп Pu-238 распадом этого радионуклида. γ-излучение изотопа Cm-244 определяется его собственным распадом. Зависимость γ-излучения для шаров из Cm-242 от времени определяется данными таблицы 3.3 и соотношением: ( ) ( ) ( Cm-242) exp ( /, 645) ( Pu-238) 1 exp ( /, 645) 1 Nγ t Nγ t Nγ t = +, где,645 года время жизни ядер Сm-242. В том случае, если материал шаров состоит из двуокиси смеси радионуклидов Cm-242, Cm-244 и Cm-245 с долями δ 1, δ 2 и δ 3 (δ 1 +δ 2 +δ 3 = 1), то γ-излучение такого шара определяется по формуле: ( ) N = δ N t + δ N + δ N, γ 1 γ 2 γ 3 γ где зависимость Nγ () t определена выше, а N γ, N γ, Cm-242, Cm-244 и Cm-245 определено таблицей N γ γ-излучение шаров из

19 19 Таблица 3.3 Интенсивности основных линий излучения шаров из кюрия Е γ (кэв) N γ (Сm-242) N γ (Pu-238) Е γ (кэв) m = 1 г m = 1 г m = 1 г m = 1 г 44 1, , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , Е γ (кэв) N γ (Сm-244) N γ (Cm-245) Е γ (кэв) m = 1 г m = 1 г m = 1 г m = 1 г 43 2, , , , , , , , , , , , , , , , , , , Нейтронное излучение CmO 2 Изотопы кюрия обладают относительно небольшими периодами полураспада по отношению к процессу спонтанного деления и соответственно высокой интенсивностью выхода нейтронов за счет этого процесса. Период полураспада изотопа Cm-242 при процессе спонтанного деления составляет Т 1/2 = 6,5 1 6 лет, период полураспада Cm-244 Т 1/2 = 1, лет [1], а период полураспада Сm-245 Т 1/2 = 1, лет [5]. Интенсивность выхода нейтронов за счет процесса спонтанного деления составляет для Cm-242 2, нейтрон/сек кг, для Cm-244 1,1 1 1 нейтрон/сек кг, а оценка для Cm-245 дает значение 1,1 1 5 нейтрон/сек кг. Для оценки выхода нейтронов в составе двуокиси кюрия за счет (α,n) реакции мы использовали тот же подход, что и для изотопов нептуния и америция. Для двуокиси Cm-242 интенсивность нейтронного выхода за счет (α,n) реакции составляет 3,4 1 9 нейтрон/сек кг, для двуокиси Cm-244 7,2 1 7 нейтрон/сек кг, для двуокиси Сm-245 1,2 1 5 нейтрон/сек кг. Из этих данных видно, что для нейтронного излучения кюрия ОЯТ определяющим является процесс спонтанного деления. При этом в связи с небольшим временем жизни Cm-242 необходимо учитывать уменьшение его нейтронного выхода вследствие процесса распада. Зависимость нейтронного выхода (нейтрон/сек) двуокиси энергетического кюрия, в состав которого входят массы (кг) m 1 изотопа Cm-242, m 2 изотопа Cm-244, m 3 изотопа Cm-245 определяется соотношением:

20 2 ( ) ( ) Nn t = 2,13 1 m1exp t/, ,1 1 m2 + 1,1 1 m , 4 1 m1exp ( t/,645) + 7,2 1 m2 + 1,2 1 m 3 где значения в первой скобке определяются процессом спонтанного деления, а значения во второй скобке определяются (α,n) реакцией. 4. МЕТОД ОПРЕДЕЛЕНИЯ НАРАБОТКИ МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ В ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ 4.1. Постановка задачи Характеристики наработки изотопов определяются величинами элементарных сечений деления и захвата нейтронов на изотопах, входящих в состав ядерного топлива и образующихся в нем в процессе горения [1, 4]. При определении эффективных сечений мы использовали модель нейтронного спектра ядерного реактора на тепловых нейтронах, по которой основная (тепловая) часть нейтронного спектра имеет максвелловское распределение с эффективной температурой Т, а надтепловая часть 3/2 спектра распределена по закону n 1/ ε. В этом приближении время нейтронной трансмутации τ i любого ядра в реакторе определяется соотношением: 1 i i = nυ M ασt + (1 α) Ip f i τ, i где n плотность нейтронов; υ M средняя скорость нейтронов в соответствии с максвелловским распределением; i σ T сечение процесса, усредненное по флюенсу с максвелловским распределением плотности нейтронов при температуре Т; i I p резонансный интеграл процесса; α параметр, определяющий долю нейтронов, находящихся в тепловой части спектра; f i параметр, определяющий возможность уменьшения резонансного вклада в процесс за счет эффекта самоэкранировки ядер, связанного с ослаблением 3/2 спектра нейтронов в резонансной области по сравнению с законом n 1/ ε.

21 21 В таблице 4.1 приведены значения сечений в тепловой точке σ (Е n =,25 эв), σ T (усреднение по флюенсу с максвелловским распределением плотности нейтронов при температуре Т =,7 эв) для процессов деления и захвата нейтронов, I f и I c значения резонансных интегралов для процессов деления и захвата нейтронов, а также количество вторичных нейтронов ν, образующихся при делении основных изотопов. В том случае, если в окрестности тепловой точки ε =,25 эв сечение зависит от энергии нейтронов, как σ 1/ ε, то результат усреднения по флюенсу nυ, где плотность нейтронов определяется максвелловским распределением с температурой Т, дает: π 2 ε T σ,53 σ. σ T = и при Т =,7 эв значение T Из данных таблицы видно, что это соотношение выполнено для многих изотопов, но для ряда из них имеются существенные отличия от него. В особенности это относится к Pu-239, для которого σt > σ, что обусловлено наличием у этого изотопа резонанса в тепловой части спектра нейтронов. Таблица 4.1 Значения сечений и резонансных интегралов f Изотоп c σ σ f σ T U ,42 U-236 5,2 2,8 365 U-238 2,71 1, Np-237,2 169 ~ Pu , , Pu ,87 Pu-24,5 287 ~ Pu ,96 Pu-242 <,2 18,5 ~ 1, Am-241 3,1 6 1, Am-242g Am-242m Am-242m Am-243,2 79 ~ Cm-242 < 5 2 2,6 1,6 15 Cm ,5,5 7, c σ T I f I c ν Наработка изотопов в рассматриваемом приближении определяется системой уравнений:

22 22 dn() i n( i 1) n() i = ( 1) dt τ ( ), c i τ i где n(i) концентрация i-го изотопа в ядерном топливе (например, в кг/т); τ c ( i 1) время жизни в реакторе по отношению к захвату нейтронов ядрапредшественника, на котором нарабатывается i-изотоп; τ () i время жизни в реакторе i-го изотопа, определяемое процессами деления, захвата нейтронов с образованием (i+1)-изотопа и естественным радиоактивным распадом. Энерговыработка в топливе определяется соотношением: dn( f ) n( i) = dt τf () i, где n( f ) полное число делений; τ f () i время жизни i-го изотопа по отношению к процессу деления. Энерговыделение на одно деление ядра принято для всех ядер одинаковым и равным ~ 2 МэВ. Как правило, для всех типов реакторов существует определенная связь между начальным содержанием U-235, его конечным содержанием в ОЯТ, энерговыработкой ОЯТ и временем кампании T C. В соответствии с этим мы определяли полное время жизни ядер U-235 в реакторе, как m τ ( U-235 ) = TC / ln ( U-235), m K где m и m K начальное и конечное количество U-235 в ОЯТ. В этом случае все остальные времена жизни ядер по отношению к процессам деления и захвата в рассматриваемой модели определяются соотношением: τ τ ( U-235) = σ t ( U-235) σ, где σ = ασ + (1 α) I f. T p При этом ( U-235) ( U-235) ( 1 ) I ( U-235) σ =ασ + α. Для U-235 f = 1. t T p Эффективный средний поток нейтронов в реакторе равен q = nυ M и при известной температуре Т он определяет эффективную среднюю плотность нейтронов n.

23 23 В рамках данной модели все концентрации нарабатываемых изотопов могут быть представлены как функции энерговыработки ОЯТ W, которую удобно приводить в ГВт сутки/т (для тонны тяжелого металла т ТМ). Различные типы ядерных реакторов в данной модели отличаются начальным содержанием U-235 в ядерном топливе, параметром α, определяющим тип нейтронного спектра, и параметром f, существенным для двух изотопов: U-238 и Pu-24. Следует отметить, что в рамках данной модели мы пренебрегли реальным временем жизни короткоживущих изотопов U-237 (Т = 6,75 суток), Np-238 (Т = 2,12 суток), U-239 (Т = 23,5 минут), Np-239 (Т = 2,35 суток), Pu-243 (Т = 4,95 часа), Am-244 (Т = 1,1 часа) и возможностями некоторого выгорания этих изотопов при их нейтронном облучении в ядерном реакторе. Это приближение оправдано условием, что время жизни всех этих изотопов к нейтронной трансмутации в ядерном реакторе много больше их времен жизни по отношению к естественному радиоактивному распаду. Вся совокупность ядерных реакторов на тепловых нейтронах разделена в рамках проводимого анализа на 6 категорий: GCR [CO2-graphite reactor] охлаждаемый углекислым газом графитовый ядерный реактор; топливо природный уран; AGR [advanced gas-cooled reactor] усовершенствованный газоохлаждаемый графитовый ядерный реактор; топливо низкообогащенный уран; PHWR [pressurized heavy-water (moderated and cooled) reactor] ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем под давлением; топливо природный уран; LWGR [light-water(-cooled) graphite(-moderated) reactor] охлаждаемый обычной водой ядерный реактор с графитовым замедлителем; топливо низкообогащенный уран; PWR [pressurized water reactor] ядерный реактор под давлением с легководными замедлителем и теплоносителем; топливо низкообогащенный уран; BWR [boiling water reactor] кипящий легководный ядерный реактор; топливо низкообогащенный уран. Категории реакторов PWR и BWR иногда объединяются в общую совокупность легководных ядерных реакторов LWR. Эти категории ядерных реакторов включают 52 из 53 ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Из оставшихся 1 ядерных реакторов включают: 4 реактора относятся к классу HTGR ([high-temperature gas-cooled reactor] высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор) и присоединены нами к категории GCR;

24 24 3 реактора относятся к классу HWGCR ([heavy-water (moderated) gas-cooled reactor] газоохлаждаемый ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем) и присоединены нами к категории PHWR; 2 реактора относятся к классу HWLWR ([heavy-water(-moderated) lightwater(-cooled) reactor] водоохлаждаемый ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем) и присоединены нами к категории РНWR; 1 реактор относится к классу SGHWR ([steam generating heavy water reactor] усовершенствованный газоохлаждаемый ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем) и присоединен нами к категории РНWR. Следует отметить, что добавление этих реакторов в соответствующие категории незначительно изменяет общую энерговыработку этих категорий. Так, например, энерговыработка реакторов GCR и РНWR возрастает при этом на ~ 1% Реакторы PWR Реакторы PWR являются основой мировой ядерной энергетики. Типичным представителем этой категории реакторов является реактор ВВЭР-1 российской разработки. В качестве ядерного топлива используется двуокись урана с низкообогащенным ураном по изотопу U-235. В качестве замедлителя нейтронов используется обычная вода. Тепловая мощность Р Т = 32 МВт. Электрическая мощность Р el = 1 МВт. Загрузка урана М U = 7 т. Время кампании T C = 3 года. Характерная энерговыработка топлива W = 43,1 кг/т (4,5 ГВт сутки/т). Начальное обогащение урана U кг/т. Таблица 4.2 Значения основных констант, входящих в систему уравнений наработки изотопов для реакторов PWR σ f σ c σ τ U , 74,25 355,25 2,35 2,97 11,24 U ,6 64,6 12,92 12,92 U-238 8,72 8,72 95,77 95,77 Np-237 1,75 246, 247,75 3,39 3,39 Pu-238 1,7 211,5 222,2 3,76 78,2 3,95 Pu ,25 397,75 134,,64,92 2,1 Pu-24 82,95 82,95 1,2 1,2 Pu , 259,5 124,5,78 1,9 3,22 2,8 Pu-242 1,25 327,95 329,2 2,55 2,55 Am-241 6, ,7 1,475 1,475 Am-242g ,5 1,7 1,7 τ f τ c τ p

25 25 Am-242m 75 88, 11,1 11,1 Am-242m 322, 492,5 3712,5,22,26 1,7 Am-243 2, ,5 1,65 1,65 Cm-242 1,95 45,45 47,4,62 18,37,64 Cm ,25 15,5 736,75 1,13 1,32 7,91 Cm-244 5,13 161,58 166,7 4,31 5,17 26,1 Cm-245 1, 164, ,75,72,83 5,7 Наработка изотопов в ОЯТ реактора ВВЭР-1 в рамках рассматриваемой модели описывается при следующих значениях параметров: τ t (U-235) = 2,35 года; α =,75; f(u-238) =,11; f(pu-24) =,33. Полученные в этих предположениях значения основных констант, входящих в систему уравнений наработки изотопов, представлены в таблице 4.2. В таблице 4.3 приведено сравнение изотопного состава ОЯТ, полученного в рамках рассматриваемой модели со справочными данными [6] для уровня энерговыработки ОЯТ W = 4,5 ГВт сутки/т. Таблица 4.3 Сравнение полученного изотопного состава ОЯТ со справочными данными [6] Изотоп U-235 U-236 Pu-239 Pu-24 Pu-241 Pu-242 Am-241 Am-243 Модель 12,4 5,43 6,18 2,65 1,67,5,58,12 Справочник [6] 12,3 5,73 5,53 2,42 1,5,58,37,12 Из таблицы 4.3 следует, что рассматриваемая модель наработки изотопов в реакторе ВВЭР-1 достаточно хорошо откалибрована на справочные данные. Приведем сравнение результатов расчетов наработки актиноидов в реакторе PWR по используемой нами модели с данными работы [7]. В таблице 4.4 приведены данные по изотопному составу актиноидов на время выдержки ОЯТ 5 лет. Таблица 4.4 Сравнение результатов расчетов наработки актиноидов в реакторе PWR с данными работы [7] Модель Изотоп B, ГВт сутки/т Плутоний, кг Pu-239 Pu-24 Pu-241 Pu-242 Pu-238 Модель 48 11,54 53,3% 24,4% 13,2% 6,25% 2,65% Работа [7] 48 1,9 53% 24% 12 7% 3% Модель 6 12,35 49,5% 23,7% 13,7% 8,7% 4,4% Работа [7] 6 11,5 51% 25% 12% 8% 4% Модель Изотоп B, ГВт сутки/т Актиноиды, кг Np-237 Am-241 Am-243 Cm-244 Модель 48 1,59 5% 31,5 13,5% 5%

26 26 Работа [7] 48 1,4 51% 3% 14% 5% Модель 6 2,27 47,5% 25,5% 18% 9% Работа [7] 6 1,8 55% 25% 14% 5% Приведенные данные показывают, в целом, хорошее согласие между результатами расчетов по используемой нами модели с данными работы [7]. В рамках рассматриваемой модели может быть получен ряд основных зависимостей наработки изотопов как функции энерговыработки топлива. К этим зависимостям относятся: содержание плутония (Pu, Pu-241) в ОЯТ; наработка изотопов Np-237, Am-241 и Am-243; изменение содержания америция в ОЯТ в зависимости от времени его выдержки; наработка изотопов Cm-242, Cm-244 и Cm-245; изменение содержания Cm в ОЯТ в зависимости от времени его выдержки. На рисунках представлены основные зависимости для реактора PWR, полученные с использованием рассматриваемой модели. В соответствии с результатами расчетов в таблице 4.5 приведены характеристики наработки (в г/т ТМ) минорных актиноидов и изотопа Pu-241 для реакторов PWR. В качестве типовой энерговыработки ОЯТ принято значение B = 34,1 ГВт сутки/т ТМ. Кроме того, в таблице 4.5 приведено изменение наработки рассматриваемых актиноидов в зависимости от колебаний энерговыработки ОЯТ на ±1% от номинального значения. Таблица 4.5 Наработка минорных актиноидов и изотопа Pu-241 для реакторов PWR (в г/т ТМ) B Изотоп Np-237 Pu-241 Am-241 Am-243 Cm-242 Cm-244 Cm , ,6 2 1,1 3, ,4 12,58 37, ,9 Характеристикой устойчивости результатов расчетов является изменение удельной наработки изотопов на единицу энерговыработки ОЯТ. Эти величины приведены в таблице 4.6 (в г/гвт сутки). Таблица 4.6 Изменение удельной наработки изотопов на единицу энерговыработки ОЯТ для реакторов PWR Режим Изотоп Np-237 Pu-241 Am-241 Am-243 Cm-242 Cm-244 Cm-245 Номинал В 14,1 4,35 1,26 1,93,22,59 3, % В 13,3 39 1,8 1,46,175,39 1,9 1-2

27 27 +1% В 14,85 41,1 1,52 2,5,265,85 5,1 1-2 Следует отметить достаточно высокую устойчивость параметров наработки таких минорных актиноидов, как нептуний, америций и Cm-242 при рассматриваемых колебаниях энерговыработки B удельные величины наработки изменяется в пределах ±25%. Для высших изотопов Cm-244 и Сm-245 колебания параметров наработки больше, хотя являются удовлетворительными для рассматриваемой нами задачи Плутоний, кг на тонну Pu Pu Выгорание ОЯТ, ГВт*сутки/тТМ Рис Содержание плутония и изотопа Pu-241 в ОЯТ в зависимости от энерговыработки

28 Np-237, кг на тонну Выгорание ОЯТ, ГВт*сутки/тТМ Рис Содержание изотопа Np-237 в ОЯТ в зависимости от энерговыработки Америций, кг на тонну Am241 Am243 Америций ОЯТ Выгорание ОЯТ, ГВт*сутки/тТМ Рис Содержание изотопов Am-241 и Am-243 в ОЯТ в зависимости от энерговыработки

29 Масса америция, кг на тонну Америций при tв=5 лет Америций при tв=1 лет Америций при tв=2 лет Выгорание ОЯТ, ГВт*сутки/тТМ Рис Содержание америция в ОЯТ в зависимости от энерговыработки и времени выдержки ОЯТ.5.4 Масса кюрия, кг на тонну.3.2 Cm242 Cm244 Cm Выгорание ОЯТ, ГВт*сутки/тТМ Рис Содержание изотопов Cm-242, Cm-244 и Cm-245 в ОЯТ в зависимости от энерговыработки

30 3.4 Масса кюрия, кг на тонну Кюрий при tв=5 лет Кюрий при tв=1 лет Кюрий при tв=2 лет Выгорание ОЯТ, ГВт*сутки/тТМ Рис Содержание кюрия в ОЯТ в зависимости от энерговыработки и времени выдержки ОЯТ.3.25 Масса кюрия, кг на тонну Время выдержки ОЯТ, лет Рис Содержание кюрия в ОЯТ в зависимости от и времени выдержки при номинальном выгорании ОЯТ 34 ГВт сутки/т ТМ

31 Другие типы ядерных реакторов Реакторы BWR Следующим типом ядерных реакторов на тепловых нейтронах, вносящим наибольший значимый вклад в наработку минорных актиноидов, являются реакторы BWR. Для этой категории реакторов оценки наработки производились в той же модели, что и для реакторов PWR. При этом начальное обогащение ядерного топлива по изотопу U-235 составляет 2,7%, а номинальное значение энерговыработки ОЯТ B = 31,8 ГВт сутки/т ТМ. В таблице 4.7 приведены характеристики наработки минорных актиноидов и изотопа Pu-241 для реакторов BWR, полученные в рамках используемой модели для номинальной энерговыработки ОЯТ B и в зависимости от колебаний энерговыработки на ±1% от номинала. Таблица 4.7 Наработка минорных актиноидов и изотопа Pu-241 для реакторов BWR (в г/т ТМ) B Изотоп Np-237 Pu-241 Am-241 Am-243 Cm-242 Cm-244 Cm , ,1 28, , ,9 В таблице 4.8 приведены значения удельной наработки изотопов на единицу энерговыработки ОЯТ. Параметры устойчивости наработки минорных актиноидов для реакторов BWR в зависимости от энерговыработки ОЯТ В не ниже, чем для реакторов PWR Таблица 4.8 Изменение удельной наработки изотопов на единицу энерговыработки ОЯТ для реакторов BWR Изотоп Режим Np-237 Pu-241 Am-241 Am-243 Cm-242 Cm-244 Cm-245 Номинал В 12,1 53,8 2,4 4,35,41 1,51,98-1% В 11,7 54,1 1,85 3,18,35 1,5,63 +1% В 12,4 52,7 2,2 4,8,455 2,3, Реакторы LWGR Значительная наработка минорных актиноидов осуществляется в реакторах LWGR (основным видом которых являются реакторы РБМК). Для этой категории реакторов начальное обогащение ядерного топлива по изотопу U-235 составляет 2%, а номинальное значение энерговыработки ОЯТ B = 2,5 ГВт сутки/т ТМ. Наработка изотопов в ОЯТ реакторов этого типа в рассматриваемой модели определяется при следующих значениях параметров:

32 32 τ t (U-235) = 1,57 года; α =,85; f(u-238) =,6; f(pu-24) =,3. В таблице 4.9 приведены характеристики наработки минорных актиноидов и изотопа Pu-241 для реакторов LWGR, полученные в рамках используемого подхода для номинальной энерговыработки ОЯТ B и в зависимости от колебаний энерговыработки на ±1% от номинала. Таблица 4.9 Наработка минорных актиноидов и изотопа Pu-241 для реакторов LWGR (в г/т ТМ) B Изотоп Np-237 Pu-241 Am-241 Am-243 Cm-242 Cm-244 Cm-245 2, ,5 14,57 18, ,2 8,1,31 22, В таблице 4.1 приведены значения удельной наработки изотопов на единицу энерговыработки ОЯТ. Таблица 4.1 Изменение удельной наработки изотопов на единицу энерговыработки ОЯТ для реакторов LWGR Изотоп Режим Np-237 Pu-241 Am-241 Am-243 Cm-242 Cm-244 Cm-245 Номинал В 7,4 33,3,97 2,4,22,68 2, % В 6,95 32,9,86 1,78,17,44 1, % В 7,85 33,4 1,7 3,1,27 1,2 4,4 1-2 Параметры устойчивости наработки минорных актиноидов для реакторов LWGR в зависимости от энерговыработки ОЯТ B не ниже, чем для реакторов PWR и BWR Реакторы AGR Еще одним типом ядерных реакторов на тепловых нейтронах, в которых в значительных количествах нарабатываются минорные актиноиды, являются реакторы AGR, находящиеся в Великобритании. Для этой категории реакторов оценки наработки производились в той же модели, что и для реакторов LWGR. При этом начальное обогащение ядерного топлива по изотопу U-235 составляет 2,4%, а номинальное значение энерговыработки ОЯТ B = 19,55 ГВт сутки/т ТМ. В таблице 4.11 приведены характеристики наработки минорных актиноидов и изотопа Pu-241 для реакторов AGR, полученные в рамках используемой модели для

33 33 номинальной энерговыработки ОЯТ B и в зависимости от колебаний энерговыработки на ±1% от номинала. В таблице 4.12 приведены значения удельной наработки изотопов на единицу энерговыработки ОЯТ. Таблица 4.11 Наработка минорных актиноидов и изотопа Pu-241 для реакторов AGR (в г/т ТМ) B Изотоп Np-237 Pu-241 Am-241 Am-243 Cm-242 Cm-244 Cm , ,7 6,1,22 17, ,8 3,4,11 21, ,7 1,4 Таблица 4.12 Изменение удельной наработки изотопов на единицу энерговыработки ОЯТ для реакторов AGR Изотоп Режим Np-237 Pu-241 Am-241 Am-243 Cm-242 Cm-244 Cm-245 Номинал В 7,2 29,715 1,38,14,31 1, % В 6,7 27,7,57,97,1,195 6, % В 7,7 29,7,83 1,81,17,465 1, Реакторы PHWR Реакторы PHWR, работающие на природном уране и обладающие небольшой энерговыработкой ОЯТ, производят относительно небольшие количества минорных актиноидов. Содержание U-235 в свежем ядерном топливе этих реакторов составляет,71%, а номинальное значение энерговыработки ОЯТ B = 7 ГВт сутки/т ТМ. Наработка изотопов в ОЯТ реакторов этого типа в рассматриваемой модели определялась при следующих значениях параметров: τ t (U-235) =,5 года; α =,96; f(u-238) =,6; f(pu-24) =,5. В таблице 4.13 приведены характеристики наработки минорных актиноидов и изотопа Pu-241 для реакторов PHWR, полученные в рамках используемого подхода для номинальной энерговыработки ОЯТ B и в зависимости от колебаний энерговыработки на ±1% от номинала. Таблица Наработка минорных актиноидов и изотопа Pu-241 для реакторов PHWR (в г/т ТМ) B Изотоп Np-237 Pu-241 Am-241 Am-243 Cm-242 Cm-244 Cm ,2 2,6,24,23 2,5 1-3

34 34 6, ,93 1,7,16,13 1, , ,6 3,8,345,38 4,4 1-3 В таблице 4.14 приведены значения удельной наработки изотопов m на единицу энерговыработки ОЯТ. Таблица 4.14 Изменение удельной наработки изотопов на единицу энерговыработки ОЯТ для реакторов PHWR Изотоп Режим Np-237 Pu-241 Am-241 Am-243 Cm-242 Cm-244 Cm-245 Номинал В 3,14 24,4,171,37 3, , , % В 3 22,7,148,27 2, , , % В 3,37 25,8,28,495 4, , , Реакторы GCR Реакторы GCR работают на природном уране и обладают еще меньшей энерговыработкой ОЯТ по сравнению с реакторами PHWR. Содержание изотопа U-235 в свежем ядерном топливе составляет,71%, а номинальное значение энерговыработки ОЯТ B = 4,4 ГВт сутки/т ТМ. В таблице 4.15 приведены характеристики наработки минорных актиноидов и изотопа Pu-241 для реакторов GCR, полученные в рамках используемой модели для номинальной энерговыработки ОЯТ B и в зависимости от колебаний энерговыработки на ±1% от номинала. Таблица Наработка минорных актиноидов и изотопа Pu-241 для реакторов GCR (в г/т ТМ) B Изотоп Np-237 Pu-241 Am-241 Am-243 Cm-242 Cm-244 Cm-245 4,4 1 75,34, , ,95 8,7 61,24,25 2, ,2 1-2, , ,45,58 5, , ,8 1-4 В таблице 4.16 приведены значения удельной наработки изотопов на единицу энерговыработки ОЯТ. Таблица 4.16 Изменение удельной наработки изотопов на единицу энерговыработки ОЯТ для реакторов GCR Изотоп Режим Np-237 Pu-241 Am-241 Am-243 Cm-242 Cm-244 Cm-245 Номинал В 2,5 18,75 8, , , % В 2,4 17 6, , , , % В 2,7 2,45,12,13 1, , ,4 1-5

35 35 5. ОЦЕНКИ НАРАБОТКИ МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ В ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРАХ 5.1. Общие подходы к проблеме В данной части работы приведены результаты оценок наработки минорных актиноидов в процессе работы действующих и остановленных ядерных энергетических реакторов различных государств за весь период развития ядерной энергетики по 22 год включительно. В качестве исходных данных использовались характеристики энерговыработки для 53 ядерных реакторов на тепловых нейтронах из базы данных МАГАТЭ [8] и удельные характеристики наработки изотопов для различных типов реакторов и энерговыработки ОЯТ, полученные на основе моделей представленных в предыдущем разделе работы. Отметим, что подавляющего большинства действующих ядерных реакторов данные МАГАТЭ приведены на конец 21 года. Для оценки наработки минорных актиноидов мы экстраполировали данные по энерговыработке реакторов за 21 год на 22 год. В соответствии с темой данной работы мы не анализировали наработку рассматриваемых изотопов в реакторах на быстрых нейтронах. Отметим, что полное количество таких энергетических реакторов невелико (8 единиц, из которых 2 действуют и 6 остановлены, а их общая мощность составляет не более,7% от общей мощности реакторов на тепловых нейтронах). Вклад реакторов на быстрых нейтронах в наработку изотопов америция является несущественным. В тоже время отметим, что в некоторых FBR реально использовались большие количества уранового топлива с высоком уровнем обогащения по изотопу U-235 и большой глубиной выгорания топлива. В этих условиях в реакторах FBR могли быть наработаны существенные количества изотопа Np-237. Определенная погрешность связана также с тем, что в базе данных МАГАТЭ характеристики энерговыработки действующих реакторов GCR Великобритании приведены на конец 1994 года. Для этих реакторов также характерны значительные колебания их фактической мощности за период их эксплуатации. В связи с этим, невозможно дать обоснованную оценку энерговыработки этих реакторов в период годов. Соответственно, мы не учитывали наработку минорных актиноидов в этих реакторах в это время. Другим ограничением было то, что при проведении оценок мы предполагали, что во всех ядерных реакторах использовалось уран-урановое ядерное топливо, полученное на основе непосредственного использования или обогащения природного урана. Это ограничение имеет два аспекта.

Табл. 2. Состав ОЯТ. Табл.4 Состав отработанного ядерного топлива водо-водяных реакторов

Табл. 2. Состав ОЯТ. Табл.4 Состав отработанного ядерного топлива водо-водяных реакторов 4. ЭЛЕМЕНТНЫЙ И ИЗОТОПНЫЙ СОСТАВ ОЯТ Состав Табл. 2. Состав ОЯТ Легководные реакторы Быстрые реакторы Уран, кг 9 856 Плутоний, кг 7 103 Продукты деления Цезий, Ки 142000 152000 Стронций,Ки 70300 162000

Подробнее

Техническая секция. А.Г. Хохлов ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РФ - ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ им. академика А. И. ЛЕЙПУНСКОГО

Техническая секция. А.Г. Хохлов ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РФ - ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ им. академика А. И. ЛЕЙПУНСКОГО СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК СВЕЖИХ И ОТРАБОТАВШИХ ТВС РЕАКТОРА БН-600 С УРАНОВЫМ И МОХ-ТОПЛИВОМ НА ОСНОВЕ ПЛУТОНИЯ ОРУЖЕЙНОГО КАЧЕСТВА А.Г. Хохлов ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РФ -

Подробнее

Проблема замыкания топливного цикла ядерных реакторов

Проблема замыкания топливного цикла ядерных реакторов Проблема замыкания топливного цикла ядерных реакторов М.С. Онегин 2012 Гатчина Зависимость активности выгоревшего топлива от времени выдержки 7 6 4 2 Activity [Ci] 1-2 -4-6 238U 235U Fission -8 - Minor

Подробнее

Семинар 12. Деление атомных ядер

Семинар 12. Деление атомных ядер Семинар 1. Деление атомных ядер На устойчивость атомного ядра влияют два типа сил: короткодействующие силы притяжения между нуклонами, дальнодействующие электромагнитные силы отталкивания между протонами.

Подробнее

ПОДГОТОВКА к ОГЭ ЧАСТЬ 1

ПОДГОТОВКА к ОГЭ ЧАСТЬ 1 ПОДГОТОВКА к ОГЭ ЧАСТЬ 1 СТРОЕНИЕ АТОМА 1.Ниже приведены уравнения двух ядерных реакций. Какая из них является реакций α - распада? 1. 2. + + 2.Ниже приведены уравнения двух ядерных реакций. Какая из них

Подробнее

National Research Tomsk Polytechnic University

National Research Tomsk Polytechnic University National Research Tomsk Polytechnic University ПРОБЛЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ С ОЯТ, ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В РФ И МИРЕ МОДУЛЬ 2. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ТОРИЯ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ И ЯДЕРНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛАХ

Подробнее

ОПТИМАЛЬНАЯ ТЕМПЕРАТУРА ЭКСПЛУАТАЦИИ ГРАФИТА ДЛЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ПРОЕКТНОЙ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В РЕАКТОРЕ ГТ-МГР

ОПТИМАЛЬНАЯ ТЕМПЕРАТУРА ЭКСПЛУАТАЦИИ ГРАФИТА ДЛЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ПРОЕКТНОЙ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В РЕАКТОРЕ ГТ-МГР Математика и механика. Физика Выводы 1. Установлено, что для перспективных модификаций облученных сборок реактора РБМК-1000 расчетное значение плотности потока быстрых нейтронов вблизи контейнера ТУК-109

Подробнее

Критические размеры и нейтронное. поле в реакторе с отражателем

Критические размеры и нейтронное. поле в реакторе с отражателем Критические размеры и нейтронное поле в реакторе с отражателем Введение Идеальная модель реактора гомогенная размножающая среда конечных размеров цилиндрической формы, находящаяся в вакууме. Такая конструкция

Подробнее

Ядерная физика и Человек

Ядерная физика и Человек Ядерная физика и Человек ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Мировые запасы урана, тонн Олимпийская Плотина в Австралии 18,5 % разведанных мировых запасов урана Шахта Река МакАртур в Канаде 13 % мировой

Подробнее

55. ЦЕЗИЙ Цезий-129

55. ЦЕЗИЙ Цезий-129 55. ЦЕЗИЙ Рассмотрение состояния дел по нейтронным данным для всех изотопов цезия выполнено В.Г.Проняевым. Им же выданы рекомендации о включении файлов оцененных данных в РОСФОНД. Подстрочные примечания

Подробнее

является первым, оценочным приближением для гомогенных реакторов больших размеров ряд результатов интегральные и качественные

является первым, оценочным приближением для гомогенных реакторов больших размеров ряд результатов интегральные и качественные Метод многих групп До настоящего времени для решения задач физики ядерных реакторов мы использовали одногогрупповой метод. Мы полагали что в реакторе присутствуют нейтроны только одной энергии то есть

Подробнее

4. ДОЗА ОТ НЕЙТРОНОВ 4.1. Преобразование энергии нейтронов в веществе

4. ДОЗА ОТ НЕЙТРОНОВ 4.1. Преобразование энергии нейтронов в веществе 4. ДОЗА ОТ НЕЙТРОНОВ Как было показано выше, в случае γ-излучения одинаковым поглощенным дозам соответствуют практически одинаковые эффекты в широком диапазоне энергий γ-квантов. Для нейтронов это не так.

Подробнее

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО АЭС Ядерное топливо и его радиологические характеристики Основой современной атомной энергетики являются АЭС с тепловыми водоводяными реакторами,

Подробнее

ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ КАК ОБЪ- ЕКТЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ

ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ КАК ОБЪ- ЕКТЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ УДК: 62-533.65 ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ КАК ОБЪ- ЕКТЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ студент гр. 10309114 Лукьянчик А. Ю. Научный руководитель Чигарев А. В. Белорусский национальный технический университет Минск,

Подробнее

Тема 1.6: Источники ионизирующего излучения на АЭС

Тема 1.6: Источники ионизирующего излучения на АЭС «Защита от ионизирующих излучений» Тема 1.6: Источники ионизирующего излучения на АЭС Энергетический факультет 2015/2016 учебный год Источники ИИ на АЭС Вне зависимости от типа реактора, установленного

Подробнее

Введение в радиоактивность Степан Николаевич Калмыков тел

Введение в радиоактивность Степан Николаевич Калмыков тел Введение в радиоактивность Степан Николаевич Калмыков тел. 939-32-20 stepan@radio.chem.msu.ru http://radiochemistry-msu.ru/leaders/102-kalmykov Курение и Po-210 210 Po: T 1/2 = 139 дней, Период полувыведения

Подробнее

1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ

1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ Профессор И.Н.Бекман ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА Лекция 11. СЕМЕЙСТВА РАДИОАКТИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ 1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ 1.1 Семейства урана, тория и актиния Все ещё встречающиеся в природе элементы с атомными

Подробнее

СРАВНЕНИЕ УДЕЛЬНЫХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ ВЫБРОСОВ РАДИОНУКЛИДОВ АЭС ЕВРОПЫ

СРАВНЕНИЕ УДЕЛЬНЫХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ ВЫБРОСОВ РАДИОНУКЛИДОВ АЭС ЕВРОПЫ УДК 621.039.5:502.3(1-924) Васянович М.Е., Дерябина Д.М., Пышкина М.Д. СРАВНЕНИЕ УДЕЛЬНЫХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ ВЫБРОСОВ РАДИОНУКЛИДОВ АЭС ЕВРОПЫ В данной работе был произведено сравнение удельных показателей выбросов

Подробнее

Определение количества, качества, формы и вида упаковки радиоактивных отходов, возвращаемых после технологического хранения и переработки ОТВС

Определение количества, качества, формы и вида упаковки радиоактивных отходов, возвращаемых после технологического хранения и переработки ОТВС Определение количества, качества, формы и вида упаковки радиоактивных отходов, возвращаемых после технологического хранения и переработки ОТВС Авторы: А.Н. Дорофеев, А.А. Иващенко, С.Н. Комаров, С.В. Семеновых

Подробнее

ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ. Инжечик Лев Владиславович. Кафедра общей физики Лекция 19

ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ. Инжечик Лев Владиславович. Кафедра общей физики Лекция 19 ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ Инжечик Лев Владиславович Кафедра общей физики inzhechik@stream.ru Иллюстрация процесса деления на основе капельной модели ядра Учитываются поверхностное натяжение

Подробнее

ОЦЕНКА РЕСУРСА ГРАФИТА ТОПЛИВНЫХ БЛОКОВ РЕАКТОРА ГТ-МГР

ОЦЕНКА РЕСУРСА ГРАФИТА ТОПЛИВНЫХ БЛОКОВ РЕАКТОРА ГТ-МГР УДК 61.039.53.1 ОЦЕНКА РЕСУРСА ГРАФИТА ТОПЛИВНЫХ БЛОКОВ РЕАКТОРА ГТ-МГР Бойко В.И. Гаврилов П.М.* Кошелев Ф.П. Мещеряков В.Н.* Нестеров В.Н. Ратман А.В.** Шаманин И.В. Томский политехнический университет

Подробнее

Физическая и ядерная безопасность. Лекция 1. Введение

Физическая и ядерная безопасность. Лекция 1. Введение Физическая и ядерная безопасность Лекция 1. Введение 2 Что такое ядерные материалы? ядерные материалы (ЯМ) материалы, содержащие делящиеся вещества, или способные их воспроизвести (например, уран- 238);

Подробнее

Деление тяжелых ядер нейтронами

Деление тяжелых ядер нейтронами Атомная энергетика Деление тяжелых ядер нейтронами Эта реакция состоит в том, что тяжелое ядро, поглотив нейтрон, делится на 2 (редко на 3 или 4) обычно неравных по массе осколка. При этом выделяется ок.

Подробнее

Кафедра вычислительной физики ТЕСТОВЫЕ ЗАДАНИЯ ДЛЯ ПРОВЕРКИ ОСТАТОЧНЫХ ЗНАНИЙ СТУДЕНТОВ

Кафедра вычислительной физики ТЕСТОВЫЕ ЗАДАНИЯ ДЛЯ ПРОВЕРКИ ОСТАТОЧНЫХ ЗНАНИЙ СТУДЕНТОВ Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Казанский (Приволжский) федеральный университет» Кафедра вычислительной физики ТЕСТОВЫЕ ЗАДАНИЯ

Подробнее

Положение. I. Общие положения. Назначение и область применения

Положение. I. Общие положения. Назначение и область применения Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 20 г. Положение о порядке и условиях допустимости учета глубины выгорания ядерного топлива при обосновании

Подробнее

Лекция 11 Ядерные и термоядерные реакторы Основные понятия о реакторах Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной

Лекция 11 Ядерные и термоядерные реакторы Основные понятия о реакторах Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной Лекция 11 Ядерные и термоядерные реакторы Основные понятия о реакторах Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной энергетики, основанная на так называемых "тепловых" ядерных реакторах

Подробнее

ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ. Инжечик Лев Владиславович. Кафедра общей физики Лекция 21

ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ. Инжечик Лев Владиславович. Кафедра общей физики Лекция 21 ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ Инжечик Лев Владиславович Кафедра общей физики inzhechik@stream.ru Лекция 21 Единицы некоторых величин, связанных с ионизирующим излучением Активность радионуклида

Подробнее

ТЕМА 2.1 РАСЧЕТ ПОЛЕЙ ИЗЛУЧЕНИЯ ТОЧЕЧНОГО ИСТОЧНИКА БЕЗ УЧЕТА РАССЕЯНИЯ

ТЕМА 2.1 РАСЧЕТ ПОЛЕЙ ИЗЛУЧЕНИЯ ТОЧЕЧНОГО ИСТОЧНИКА БЕЗ УЧЕТА РАССЕЯНИЯ ТЕМА 2.1 РАСЧЕТ ПОЛЕЙ ИЗЛУЧЕНИЯ ТОЧЕЧНОГО ИСТОЧНИКА БЕЗ УЧЕТА РАССЕЯНИЯ Рассмотрим точечный изотропный моноэнергетический источник в вакууме. Получим выражения для расчетов поля излучения фотонов на некотором

Подробнее

Таблица Менделеева Радиоактивный распад Элементарные частицы. Атомная, ядерная физика

Таблица Менделеева Радиоактивный распад Элементарные частицы. Атомная, ядерная физика Таблица Менделеева Радиоактивный распад Элементарные частицы Атомная, ядерная физика Квантовые числа Квантовое число Определяемая величина Формула Диапазон значений Главное квантовое число Энергетические

Подробнее

Тест по ядерной физике система подготовки к тестам Gee Test. oldkyx.com

Тест по ядерной физике система подготовки к тестам Gee Test. oldkyx.com Тест по ядерной физике система подготовки к тестам Gee Test oldkyx.com Список вопросов по ядерной физике 1. С какой скоростью должен лететь протон, чтобы его масса равнялась массе покоя α-частицы mα =4

Подробнее

238 U при бомбодировке быстрыми нейтронами.

238 U при бомбодировке быстрыми нейтронами. Тема 6. Эффективность использования ядерных энергоресурсов. Ядерная энергия освобождается в виде тепловой в процессе торможения продуктов ядерного деления или синтеза атомных ядер, движущихся с большими

Подробнее

ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА 4.14 ИССЛЕДОВАНИЕ ДОЛГОЖИВУЩЕГО ИЗОТОПА КАЛИЯ

ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА 4.14 ИССЛЕДОВАНИЕ ДОЛГОЖИВУЩЕГО ИЗОТОПА КАЛИЯ 1 ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА 4.14 ИССЛЕДОВАНИЕ ДОЛГОЖИВУЩЕГО ИЗОТОПА КАЛИЯ Ц е л ь р а б о т ы : Экспериментальное определение периода полураспада 19 К 4 0 ; оценка β активности исследуемого источника и человеческого

Подробнее

U +n = A + B + 2,46 n + β Мэв

U +n = A + B + 2,46 n + β Мэв Принцип действия ЯР Изотопы некоторых химических элементов из существующих в природе являются неустойчивыми и распадаются с испусканием -, - или -излучения. Эти процессы сопровождаются выделением теплоты,

Подробнее

Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов. Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б.

Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов. Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б. Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б. Иванов Проблемы обращения с облученным (отработавшим) ядерным топливом

Подробнее

N-Z диаграмма атомных ядер

N-Z диаграмма атомных ядер РАДИОАКТИВНОСТЬ N-Z диаграмма атомных ядер Радиоактивность Радиоактивность свойство атомных ядер самопроизвольно изменять свой состав в результате испускания частиц или ядерных фрагментов. Радиоактивный

Подробнее

Предисловие... 5 От авторов... 6 Список сокращений... 8 Глава первая Радиоактивность Задачи современной радиохимии

Предисловие... 5 От авторов... 6 Список сокращений... 8 Глава первая Радиоактивность Задачи современной радиохимии Предисловие... 5 От авторов... 6 Список сокращений... 8 Глава первая Радиоактивность... 10 1.1. Задачи современной радиохимии... 10 1.2. Развитие представлений о радиоактивности... 12 1.2.1. Открытие радиоактивности...

Подробнее

Профессор И.Н.Бекман ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА. Лекция 18. ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ В ОРУЖИИ

Профессор И.Н.Бекман ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА. Лекция 18. ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ В ОРУЖИИ Профессор И.Н.Бекман ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА Лекция 18. ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ В ОРУЖИИ Одно из важнейших применений ядерной физики создание оружия: атомных и водородных бомб, нейтронного оружия, рентгеновских и гамма-лазеров

Подробнее

4. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ С ВЕЩЕСТВОМ

4. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ С ВЕЩЕСТВОМ 4. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ С ВЕЩЕСТВОМ По роду взаимодействия с веществом радиоактивное излучение можно разделить на три группы: 1.Заряженные частицы: -излучение, -излучение, протоны, дейтроны, различные

Подробнее

ЗАКОНОМЕРНОСТИ ВЫГОРАНИЯ КАДМИЯ В ОРГАНАХ РЕГУЛИРОВАНИЯ РЕАКТОРА РБТ-6

ЗАКОНОМЕРНОСТИ ВЫГОРАНИЯ КАДМИЯ В ОРГАНАХ РЕГУЛИРОВАНИЯ РЕАКТОРА РБТ-6 ЗАКОНОМЕРНОСТИ ВЫГОРАНИЯ КАДМИЯ В ОРГАНАХ РЕГУЛИРОВАНИЯ РЕАКТОРА РБТ-6 М.Ф. Валишин АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград-10 Введение Важным элементом ядерного реактора является система управления и защиты (СУЗ),

Подробнее

Кинетика реактора - раздел теории реакторов, объясняющий и описывающий закономерности поведения реактора при ненулевых реактивностях.

Кинетика реактора - раздел теории реакторов, объясняющий и описывающий закономерности поведения реактора при ненулевых реактивностях. Кинетика реактора - раздел теории реакторов, объясняющий и описывающий закономерности поведения реактора при ненулевых реактивностях. ЛЕКЦИИ ПРАКТИЧЕСКИЕ ЗАНЯТИЯ ФОРМА ОТЧЕТНОСТИ 27 ЧАСОВ 27 ЧАСОВ ЭКЗАМЕН

Подробнее

Рождение и жизнь атомных ядер

Рождение и жизнь атомных ядер Рождение и жизнь атомных ядер n W e p e e W n p АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА 2 Ядерная физика Энергия связи ядра W(A,Z) 2 M ( A, Z) c W ( A, Z) p 2 ( ) 2 n Z m c A Z m c W(A, Z) 10 2 Mc 2 7 СЛИЯНИЕ W A, Z M яд 100%

Подробнее

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА кандидат геологоминералогических наук доцент О.А. Максимова Ядерная энергия - это энергия, содержащаяся в атомных ядрах и выделяемая при ядерных реакциях. Ядерная энергетика

Подробнее

70.ИТТЕРБИЙ. Природный иттербий имеет 7 стабильных изотопов: 168 Yb, 170 Yb, 171 Yb, 172 Yb,

70.ИТТЕРБИЙ. Природный иттербий имеет 7 стабильных изотопов: 168 Yb, 170 Yb, 171 Yb, 172 Yb, 70.ИТТЕРБИЙ Природный иттербий имеет 7 стабильных изотопов: 168 Yb, 170 Yb, 171 Yb, 172 Yb, 173 Yb, 174 Yb, 176 Yb и три достаточно долгоживущих радиоактивных изотопа: 166 Yb, 169 Yb, 175 Yb. Ни один из

Подробнее

Радиационная экология

Радиационная экология Радиационная экология 1. Цель и задачи дисциплины Целью освоения дисциплины «Радиационная экология» является изучение действия радиации как экологического фактора на всех иерархических уровнях биосферы.

Подробнее

СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ПО КОДАМ WIMS И CASMO5 ТВС К ДЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ PWR

СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ПО КОДАМ WIMS И CASMO5 ТВС К ДЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ PWR Введение СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ПО КОДАМ WIMS И CASMO5 ТВС К ДЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ PWR Л.В. Леванов, И.В. Дикарев, В.Е. Кузин, А.Ф. Радостин ОАО ОКБМ Африкантов, г. Нижний Новгород Для расчета нейтронно-физических

Подробнее

Деление ядер. История 1934 г. Э. Ферми, облучая уран тепловыми нейтронами, обнаружил среди продуктов реакции радиоактивные ядра.

Деление ядер. История 1934 г. Э. Ферми, облучая уран тепловыми нейтронами, обнаружил среди продуктов реакции радиоактивные ядра. ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР Деление ядер. История 1934 г. Э. Ферми, облучая уран тепловыми нейтронами, обнаружил среди продуктов реакции радиоактивные ядра. 1939 г. О. Ган и Ф. Штрассман обнаружили среди продуктов реакций

Подробнее

Минимальный критический объем цилиндрического гомогенного реактора

Минимальный критический объем цилиндрического гомогенного реактора Минимальный критический объем цилиндрического гомогенного реактора Будем искать такое соотношение между радиусом и высотой цилиндрического реактора ( опт, опт ), чтобы, с одной стороны, его объем был минимальным,

Подробнее

ТЕМА 2.4 РАСЧЕТ ПОЛЕЙ ИЗЛУЧЕНИЯ ТОЧЕЧНОГО ИСТОЧНИКА ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С УЧЕТОМ РАССЕЯНИЯ

ТЕМА 2.4 РАСЧЕТ ПОЛЕЙ ИЗЛУЧЕНИЯ ТОЧЕЧНОГО ИСТОЧНИКА ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С УЧЕТОМ РАССЕЯНИЯ ТЕМА 2.4 РАСЧЕТ ПОЛЕЙ ИЗЛУЧЕНИЯ ТОЧЕЧНОГО ИСТОЧНИКА ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С УЧЕТОМ РАССЕЯНИЯ Геометрия широких пучков При прохождении реального гамма-излучения через вещество создается широкий пучок излучения,

Подробнее

53.Йод Йод-124

53.Йод Йод-124 53.Йод Замечание к оценке качества данных для осколков деления Учитывая, что тяжелые изотопы йода являются важными продуктами деления, сделаем общие замечания по приоритетам к качеству данных. Наиболее

Подробнее

Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе Введение

Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе Введение Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе Г.И.Тошинский, О.Г.Комлев, И.В.Тормышев, Н.Н.Новикова, К.Г.Мельников, 12.03.2013 С любезного разрешения ГНЦ РФ-ФЭИ и

Подробнее

Естественный фон. Рентгеновское и гаммаизлучения. Быстрые нейтроны. Альфаизлучение. Медленные нейтроны. k 1 1-1,

Естественный фон. Рентгеновское и гаммаизлучения. Быстрые нейтроны. Альфаизлучение. Медленные нейтроны. k 1 1-1, Тема: Лекция 54 Строение атомного ядра. Ядерные силы. Размеры ядер. Изотопы. Дефект масс. Энергия связи. Радиоактивность. Закон радиоактивного распада. Свойства ионизирующих излучений. Биологическое действие

Подробнее

ТЕМА 2.5 ИНЖЕНЕРНЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С УЧЕТОМ РАССЕЯНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ. Защита временем, количеством, расстоянием

ТЕМА 2.5 ИНЖЕНЕРНЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С УЧЕТОМ РАССЕЯНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ. Защита временем, количеством, расстоянием ТЕМА 2.5 ИНЖЕНЕРНЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С УЧЕТОМ РАССЕЯНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ Защита временем, количеством, расстоянием Допустимые условия работы с источниками излучения требуют, чтобы выполнялись

Подробнее

ИНДИВИДУАЛЬНОЕ ДОМАШНЕЕ ЗАДАНИЕ 1

ИНДИВИДУАЛЬНОЕ ДОМАШНЕЕ ЗАДАНИЕ 1 ИНДИВИДУАЛЬНОЕ ДОМАШНЕЕ ЗАДАНИЕ Индивидуальное домашнее задание по курсу Ядерная физика состоит из задач, каждая из которых посвящена определенной тематике курса ЯФ. Структура ИДЗ, по темам курса ЯФ: Задачи

Подробнее

Какая элементарная частица, обозначенная знаком вопроса, участвует в реакции (это может быть электрон, протон или нейтрон)?

Какая элементарная частица, обозначенная знаком вопроса, участвует в реакции (это может быть электрон, протон или нейтрон)? Задания 10. Квантовая физика 1. На рисунке изображён фрагмент Периодической системы химических элементов Д.И. Менделеева. Изотоп урана испытывает α-распад, при котором образуются ядро гелия и ядро другого

Подробнее

7. ЯДЕРНЫЙ БРИДИНГ 7.1 Виды бридинга Бридинг Рис.1 Рис. 14. Рис. 2

7. ЯДЕРНЫЙ БРИДИНГ 7.1 Виды бридинга Бридинг Рис.1 Рис. 14. Рис. 2 7. ЯДЕРНЫЙ БРИДИНГ Долговременная стратегия развития «большой» атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на использовании так называемых

Подробнее

1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ

1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ 1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ 1.1 Семейства урана, тория и актиния Все еще встречающиеся в природе элементы с атомными номерами, превышающими 83 (висмут), радиоактивны. Они представляют собой звенья

Подробнее

ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» - СОЗДАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЙ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ. Д.т.н., проф. Е.О. Адамов 29 ноября 2012 г.

ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» - СОЗДАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЙ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ. Д.т.н., проф. Е.О. Адамов 29 ноября 2012 г. ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» - СОЗДАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЙ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ Д.т.н., проф. Е.О. Адамов 29 ноября 2012 г. Глава 5. Этапы стратегии п.6. Развертывание НИР и ОКР по технологии замкнутого ядерного

Подробнее

ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ. Инжечик Лев Владиславович. Кафедра общей физики Лекция 22

ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ. Инжечик Лев Владиславович. Кафедра общей физики Лекция 22 ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ Инжечик Лев Владиславович Кафедра общей физики inzhechik@stream.ru Термоядерные реакции Пороги первых пяти реакций порядка 0.1 MeV (кулоновский барьер). Последняя

Подробнее

Физические основы производства радионуклидов. Р.А. Алиев, НИИ Ядерной физики МГУ

Физические основы производства радионуклидов. Р.А. Алиев, НИИ Ядерной физики МГУ Физические основы производства радионуклидов Р.А. Алиев, НИИ Ядерной физики МГУ Ядерные реакции Резерфорд, 1911: 14 N+ 4 He 17 O+ 1 H сокращенная запись 14 N(α,p) 17 O Ф. и И. Жолио-Кюри, 1934: 27 Al+

Подробнее

Элементы ядерной физики Лекция 1

Элементы ядерной физики Лекция 1 Элементы ядерной физики Лекция 1 Радиоактивность (радиоактивный распад) 1.Радиоактивность 2.Виды радиоактивного распада. 3.Основной закон радиоактивного распада. 4.Активность. 5.Ядерные реакции. 6.Использование

Подробнее

Атомная энергетика: экологичность, безопасность, надежность и экономическая эффективность. Субботин С.А. НИЦ «Курчатовский институт» 22 ноября 2016 г.

Атомная энергетика: экологичность, безопасность, надежность и экономическая эффективность. Субботин С.А. НИЦ «Курчатовский институт» 22 ноября 2016 г. XI Международный общественный форум-диалог «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ЭКОЛОГИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ-2016» Атомная энергетика: экологичность, безопасность, надежность и экономическая эффективность Субботин С.А. НИЦ «Курчатовский

Подробнее

Рис.7. Радиоактивный распад двух генетически связанных радионуклидов: материнский дочерний. λ

Рис.7. Радиоактивный распад двух генетически связанных радионуклидов: материнский дочерний. λ 4.3 Радиоактивные равновесия В зависимости от того, какое из двух веществ в цепочке из двух генетически связанных радионуклидов обладает большим периодом полураспада, различают три основных случая: случай

Подробнее

ПАРОГЕНЕРАТОРЫ АЭС. Тема. ПГ в тепловой схеме АЭС

ПАРОГЕНЕРАТОРЫ АЭС. Тема. ПГ в тепловой схеме АЭС ПАРОГЕНЕРАТОРЫ АЭС Тема. ПГ в тепловой схеме АЭС Основные вопросы Понятие парогенератора, теплоносителя и рабочего тела Принципиальные схемы генерации пара на АЭС. Сравнительные достоинства и недостатки

Подробнее

РАДИОАКТИВНОСТЬ. Радиоактивность свойство атомных ядер. самопроизвольно изменять свой состав в результате испускания частиц или ядерных фрагментов.

РАДИОАКТИВНОСТЬ. Радиоактивность свойство атомных ядер. самопроизвольно изменять свой состав в результате испускания частиц или ядерных фрагментов. РАДИОАКТИВНОСТЬ Радиоактивность свойство атомных ядер самопроизвольно изменять свой состав в результате испускания частиц или ядерных фрагментов. Радиоактивный распад может происходить только в том случае,

Подробнее

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ИСПОЛЬЗОВАНИЕ УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА В ЛЕГКОВОДНЫХ РЕАКТОРАХ Современная наука рассматривает ядерную энергетику как один из основных источников энергообеспечения человечества

Подробнее

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА. Н. А. Азаренков, Л. А. Булавин. И. И. Залюбовский. В. Г. Кириченко. И. М. Неклюдов. Б. А. Шиляев

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА. Н. А. Азаренков, Л. А. Булавин. И. И. Залюбовский. В. Г. Кириченко. И. М. Неклюдов. Б. А. Шиляев ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА Н. А. Азаренков, Л. А. Булавин И. И. Залюбовский В. Г. Кириченко И. М. Неклюдов Б. А. Шиляев Харьков 2012 73 МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ УКРАИНЫ ХАРЬКОВСКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

Подробнее

1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ 1.1 Семейства урана, тория и актиния. Все еще встречающиеся в природе элементы с атомными номерами, превышающими 83

1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ 1.1 Семейства урана, тория и актиния. Все еще встречающиеся в природе элементы с атомными номерами, превышающими 83 1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ 1.1 Семейства урана, тория и актиния. Все еще встречающиеся в природе элементы с атомными номерами, превышающими 83 (висмут), радиоактивны. Они представляют собой звенья

Подробнее

4. ПРОЦЕССЫ НАКОПЛЕНИЯ И РАСПАДА ГЕНЕТИЧЕСКИ СВЯЗАННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ

4. ПРОЦЕССЫ НАКОПЛЕНИЯ И РАСПАДА ГЕНЕТИЧЕСКИ СВЯЗАННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ 4. ПРОЦЕССЫ НАКОПЛЕНИЯ И РАСПАДА ГЕНЕТИЧЕСКИ СВЯЗАННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ Атом, образовавшийся в результате радиоактивного превращения (продукт распада, может сам оказаться радиоактивным и обладать собственным

Подробнее

ЛЕКЦИЯ 5. Изготовление топлива для ядерных реакторов. «Сжигание» ядерного топлива в реакторах с целью производства тепловой

ЛЕКЦИЯ 5. Изготовление топлива для ядерных реакторов. «Сжигание» ядерного топлива в реакторах с целью производства тепловой ЛЕКЦИЯ 5 ПРОБЛЕММЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 5.1. Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) совокупность технологических операций, включающих: Добычу урановой руды. Изготовление уранового концентрата (в форме октооксида урана

Подробнее

Расчетное определение собственной активности теплоносителя в циркуляционном контуре РБМК

Расчетное определение собственной активности теплоносителя в циркуляционном контуре РБМК УДК 621.039 Расчетное определение собственной активности теплоносителя в циркуляционном контуре РБМК Максименко К.А., студент Россия, 105005, г. Москва, МГТУ им. Н.Э. Баумана кафедра «Ядерные реакторы

Подробнее

Физически оптимальная защитная композиция ядерного реактора

Физически оптимальная защитная композиция ядерного реактора УДК 621.039.538 Физически оптимальная защитная композиция ядерного реактора Лукьянчиков А.В., студент кафедра «Ядерные реакторы и установки», Россия, 105005, г. Москва, МГТУ им. Н.Э. Баумана Научный руководитель:

Подробнее

ФЯО ФГУП «ГХК» - центр обращения с ОЯТ и фабрикации топлива МОКС и РЕМИКС для атомных электростанций

ФЯО ФГУП «ГХК» - центр обращения с ОЯТ и фабрикации топлива МОКС и РЕМИКС для атомных электростанций Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП ФЯО ФГУП «Горно-химический комбинат» комбинат» ФЯО ФГУП «ГХК» - центр обращения с ОЯТ и фабрикации топлива МОКС и РЕМИКС для атомных электростанций

Подробнее

Явление радиоактивности. Тихомиров Георгий Валентинович НИЯУ МИФИ

Явление радиоактивности. Тихомиров Георгий Валентинович НИЯУ МИФИ Явление радиоактивности Тихомиров Георгий Валентинович НИЯУ МИФИ Курс: Элементы атомной и ядерной физики Цель курса: Знакомство с основными понятиями атомной и ядерной физики Лекция 1. Химические элементы.

Подробнее

Методические указания к решению задач по ядерной физике

Методические указания к решению задач по ядерной физике Санкт-Петербургский Государственный Политехнический Университет Физико-Механический Факультет Кафедра Экспериментальной Ядерной Физики Методические указания к решению задач по ядерной физике Н.И.Троицкая

Подробнее

t а) No = N. e -λt ; б) N = No ln(λt); в) N = No. е -λt ; г) No/2 = No. е -λt ; д) N = No dt. A 0 A A 0 A ~

t а) No = N. e -λt ; б) N = No ln(λt); в) N = No. е -λt ; г) No/2 = No. е -λt ; д) N = No dt. A 0 A A 0 A ~ 136 РАДИОАКТИВНОСТЬ Задание 1. Укажите правильный ответ: 1. Радиоактивностью называется... а) самопроизвольное превращение ядер с испусканием α-частиц; б) спонтанное деление ядер; в) внутриядерное превращение

Подробнее

Приложение 4. Взаимодействие частиц с веществом

Приложение 4. Взаимодействие частиц с веществом Приложение 4. Взаимодействие частиц с веществом Взаимодействие частиц с веществом зависит от их типа, заряда, массы и энергии. Заряженные частицы ионизуют атомы вещества, взаимодействуя с атомными электронами.

Подробнее

УДК: На правах рукописи. Лопаткин Александр Викторович

УДК: На правах рукописи. Лопаткин Александр Викторович УДК:621.039.51 На правах рукописи Лопаткин Александр Викторович ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ КРУПНОМАСШТАБНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ НА ПРИНЦИПАХ ТОПЛИВНОГО И РАДИАЦИОННОГО БАЛАНСА И НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ 05.14.03 «Ядерные

Подробнее

Мин Мин Со СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ ТЯЖЕЛОВОДНЫХ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ С ПОЗИЦИЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ

Мин Мин Со СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ ТЯЖЕЛОВОДНЫХ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ С ПОЗИЦИЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ На правах рукописи Мин Мин Со СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ ТЯЖЕЛОВОДНЫХ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ С ПОЗИЦИЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая

Подробнее

РАДИАЦИОННЫЙ ПОТЕНЦИАЛ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ-ВИСМУТ.

РАДИАЦИОННЫЙ ПОТЕНЦИАЛ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ-ВИСМУТ. РАДИАЦИОННЫЙ ПОТЕНЦИАЛ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ-ВИСМУТ. Е.А. Ходаковская, Д.В. Панкратов, В.С. Андреянов, М.И. Бугреев, А.В. Дедуль, Е.И. Ефимов,

Подробнее

3.4 ИЗУЧЕНИЕ ЗАКОНА РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА

3.4 ИЗУЧЕНИЕ ЗАКОНА РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА Лабораторная работа 3.4 ИЗУЧЕНИЕ ЗАКОНА РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА Цель работы: изучение закономерностей радиоактивного распада путем компьютерного моделирования; определение постоянной распада и периода полураспада

Подробнее

Гомогенный реактор в одногрупповом приближении Диффузионно-возрастная теория

Гомогенный реактор в одногрупповом приближении Диффузионно-возрастная теория Гомогенный реактор в одногрупповом приближении Диффузионно-возрастная теория Рассмотренное диффузионное приближение позволяет вычислить пространственное распределение потока нейтронов без учета их энергетической

Подробнее

Репозиторий БНТУ КОНТРОЛЬНЫЕ ЗАДАНИЯ

Репозиторий БНТУ КОНТРОЛЬНЫЕ ЗАДАНИЯ КОНТРОЛЬНЫЕ ЗАДАНИЯ В данном разделе приведены контрольные задания в форме тестов, выполнение которых способствует закреплению знаний по курсу. Каждое задание состоит из задач, решение которых, как правило,

Подробнее

Конференция «Радиохимия и радиохимическая технология: прошлое, настоящее, будущее»

Конференция «Радиохимия и радиохимическая технология: прошлое, настоящее, будущее» Конференция «Радиохимия и радиохимическая технология: прошлое, настоящее, будущее» ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ

Подробнее

КВАНТОВАЯ ФИЗИКА. Лекция 4. Атомное ядро. Элементарные частицы. Характеристики атомного ядра.

КВАНТОВАЯ ФИЗИКА. Лекция 4. Атомное ядро. Элементарные частицы. Характеристики атомного ядра. КВАНТОВАЯ ФИЗИКА Лекция 4. Атомное ядро. Элементарные частицы Характеристики атомного ядра. Атом состоит из положительно заряженного ядра и окружающих его электронов. Атомные ядра имеют размеры примерно

Подробнее

Ф 0 = Ф(exp - Кd).(1),

Ф 0 = Ф(exp - Кd).(1), Прохождение моноэнергетического фотонного или нейтронного излучения через образцы происходит с частичной потерей излучения вследствие различных процессов его взаимодействия с материалом образца. Это могут

Подробнее

Министерство образования и науки Российской федерации

Министерство образования и науки Российской федерации Министерство образования и науки Российской федерации СЕВЕРСКИЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ - филиал федерального государственного автономного образовательного учреждения высшего профессионального образования

Подробнее

где v e - нейтрино, v e - антинейтрино.

где v e - нейтрино, v e - антинейтрино. 1 Лабораторная работа 1 Прохождение бета-излучения через вещество. Идентификация радионуклидов. Цель работы: выявление закономерностей ослабления потока бета-частиц, проходящих через вещество. Определение

Подробнее

Презентационные материалы онлайн-курса «Основные технологические процессы Upstream-ceктopa нефтегазового комплекса»

Презентационные материалы онлайн-курса «Основные технологические процессы Upstream-ceктopa нефтегазового комплекса» ПАО «Газпром» Российский государственный университет нефти и газа имени И. М. Губкина (Национальный исследовательский университет) Презентационные материалы онлайн-курса «Основные технологические процессы

Подробнее

Вин Ту ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Вин Ту ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации На правах рукописи Вин Ту СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РАЗЛИЧНЫХ СХЕМ СПЕКТРАЛЬНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ 05.14.03 ядерные энергетические

Подробнее

Тема: Радиоактивность (радиоактивный распад) Авторы: А.А. Кягова, А.Я. Потапенко

Тема: Радиоактивность (радиоактивный распад) Авторы: А.А. Кягова, А.Я. Потапенко Тема: Радиоактивность (радиоактивный распад) Авторы: А.А. Кягова, А.Я. Потапенко I. Понятие радиоактивности. Типы радиоактивного распада. Гамма-излучение атомных ядер Радиоактивность это самопроизвольный

Подробнее

Рис.6. ZX A Z+1 Y A + -1 e 0, т. е. выполняются те же законы сохранения.

Рис.6. ZX A Z+1 Y A + -1 e 0, т. е. выполняются те же законы сохранения. Конспект лекций по курсу общей физики. Часть III Оптика. Квантовые представления о свете. Атомная физика и физика ядра Лекция 14 9. СТРОЕНИЕ ЯДРА (продолжение) 9.5. Радиоактивность Радиоактивностью называется

Подробнее

Институт ядерной энергетики и технической физики. Кафедра «Атомные и тепловые станции»

Институт ядерной энергетики и технической физики. Кафедра «Атомные и тепловые станции» МИНОБРНАУКИ РОССИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ «НИЖЕГОРОДСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙУНИВЕРСИТЕТ ИМ. Р.Е. АЛЕКСЕЕВА» (НГТУ)

Подробнее

Кафедра «Ядерные реакторы и энергетические установки» Хохлов В.Н. Лабораторная работа 1

Кафедра «Ядерные реакторы и энергетические установки» Хохлов В.Н. Лабораторная работа 1 МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ «НИЖЕГОРОДСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

Подробнее

Работа 5.13 Определение периода полураспада долгоживущего изотопа

Работа 5.13 Определение периода полураспада долгоживущего изотопа Работа 5.13 Определение периода полураспада долгоживущего изотопа Оборудование: эталонный препарат. счетная установка, соль калия (KCl), секундомер, Введение Ядра большого количества изотопов могут самопроизвольно

Подробнее

Устройства детектирования на основе сцинтилляционных кристаллов бромида лантана (LaBr 3

Устройства детектирования на основе сцинтилляционных кристаллов бромида лантана (LaBr 3 Устройства детектирования на основе сцинтилляционных кристаллов бромида лантана (LaBr 3 :Ce) и спектрометрические системы построенные на их базе ЗАО «НПЦ «Аспект». НОВЫЕ РАЗРАБОТКИ с использованием сцинтилляционных

Подробнее

Критическое уравнение для реактора конечных размеров

Критическое уравнение для реактора конечных размеров Критическое уравнение для реактора конечных размеров Расчеты, основанные на одногрупповом приближении, не дают точных результатов для реактора на тепловых нейтронах. Такие расчеты не учитывают потери нейтронов

Подробнее

О ВОЗМОЖНОСТЯХ КОНТРОЛЯ ОСТАТОЧНОГО ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ В.Ф.Шикалов НИЦ «Курчатовский институт», г.

О ВОЗМОЖНОСТЯХ КОНТРОЛЯ ОСТАТОЧНОГО ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ В.Ф.Шикалов НИЦ «Курчатовский институт», г. О ВОЗМОЖНОСТЯХ КОНТРОЛЯ ОСТАТОЧНОГО ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ В.Ф.Шикалов НИЦ «Курчатовский институт», г.москва, Россия По результатам многократных обсуждений концептуальных подходов к созданию

Подробнее

МЕТОДИЧЕСКОЕ УКАЗАНИЕ 2 для студентов 2 курса медико-биологического факультета. Тема 1. Законы теплового излучения. САМОСТОЯТЕЛЬНАЯ РАБОТА СТУДЕНТОВ:

МЕТОДИЧЕСКОЕ УКАЗАНИЕ 2 для студентов 2 курса медико-биологического факультета. Тема 1. Законы теплового излучения. САМОСТОЯТЕЛЬНАЯ РАБОТА СТУДЕНТОВ: МЕТОДИЧЕСКОЕ УКАЗАНИЕ 2 Тема 1. Законы теплового излучения. 1. Равновесное тепловое излучение. 2. Энергетическая светимость. Испускательная и поглощательная способности. Абсолютно черное тело. 3. Закон

Подробнее

32.ГЕРМАНИЙ Германий-68

32.ГЕРМАНИЙ Германий-68 32.ГЕРМАНИЙ Природный германий содержит 5 изотопов: 70 Ge, 72 Ge, 73 Ge, 73 Ge и 76 Ge (последний слабо радиоактивен). Кроме того имеется eще три долгоживущих радиоизотопа: 78 Ge, 79 Ge и 71 Ge. Для стабильных

Подробнее