Воздействием облучения

При прямой экспозиции изображение на фотографическом или другом материале получается непосредственно в процессе просвечивания объекта пучком нейтронов. В этом случае на детектор воздействуют не только нейтроны, но и другие излучения, в основном уизлучение, которое всегда присутствует в нейтронных пучках, а также возникает в материалах объекта и окружающих конструкций. Данный способ регистрации нейтронных изображений целесообразно применять в тех случаях, когда воздействие фонового у-излучения на детектор мало по сравнению с воздействием нейтронов. Воздействие фонового у-излуче-ния на детектор можно снизить, применив соответствующие фильтры или выбрав детектор с низкой чувствительностью к фоновому излучению.

Запасы дешевого урана в США не безграничны, и их недостаток может сказаться уже через 5—6 лет. С другой стороны, США располагает большими залежами руды с низкой концентрацией урана, однако их освоение требует значительно больших затрат, поэтому разработка таких залежей не начнется до тех пор, пока стоимость электроэнергии, вырабатываемой на органическом топливе, в основном на угле, не возрастет настолько, что электроэнергия АЭС, работающих на таком дорогом уране, не станет конкурентоспособной. Даже если бы ситуация с запасами урана и не была столь критической, во внимание необходимо было бы принять другой фактор. Состоит он в том, что изотоп 235U, являясь единственным встречающимся в природе делящимся изотопом, относится к невозобновимым ресурсам. Этот изотоп не образуется в природе и, если экономически извлекаемые запасы 235U использовать полностью в тепловых реакторах, он исчезнет навсегда. Поэтому необходимо создать такую технологию, которая позволила бы использовать встречающийся в гораздо больших количествах изотоп 238U. Этот изотоп не поддерживает цепную реакцию под воздействием нейтронов, но может быть преобразован в такой элемент, который такую реакцию поддерживает. . • : .

Наиболее вероятное значение энергии нейтронов, вызывающих деление 236U, составляет 2,5 МэВ. Уже говорилось, что деление под воздействием нейтронов, обладающих такой энергией, менее вероятно, чем под воздействием нейтронов, значительно меньших энергий. Для выражения этой «вероятности деления»

Наиболее вероятное значение энергии нейтронов, вызывающих деление 236U, составляет 2,5 МэВ. Уже говорилось, что деление под воздействием нейтронов, обладающих такой энергией, менее вероятно, чем под воздействием нейтронов, значительно меньших энергий. Для выражения этой «вероятности деления»

Ко вторым относятся бета-лучи (обычные электроны) и альфа-лучи, состоящие из ядер гелия. Последние создают ионизацию в 10—30 раз более высокую, чем бета- и гамма-лучи. Получаемые под воздействием нейтронов при цепной реакции деления осколки ядер урана или плутония являются нестабильными изотопами таких химических элементов, как цезий, стронций, иод и др. Они, в свою очередь, являются источниками бета- и гамма-лучей.

Ядерным топливом называется материал, содержащий нуклиды, которые делятся при взаимодействии с нейтронами. Делящимися нуклидами* являются находящиеся в природном уране изотопы урана, изотопы плутония, искусственно получаемые в ходе ядерных реакций из урана, искусственный 233U, получаемый при облучении нейтронами природного тория. Изотопы урана и плутония могут делиться под воздействием нейтронов различны* энергий (тепловых, быстрых, промежуточных).

235U является практически единственным природным материалом, ядра атомов которого могут делиться под воздействием нейтронов любых энергий (начиная с тепловых) с выделением нейтронов деления, т. е. «избыточных» нейтронов, необходимых для осуществления в реакторе управляемой цепной реакции. К сожалению, в природном уране его содержится всего 1/140 часть. Большинство проектируемых и действующих АЭС с реакторами на тепловых нейтронах работают на уране, обогащенном 235U. В активных зонах реакторов на быстрых нейтронах в начальный период также используется обогащенный уран. Он же применяется в компактных судовых реакторах. Исследовательские реакторы, как правило, работают на уране среднего и высокого обогащения. *

6. Цепная реакция деления ядерного топлива протекает благодаря избыточным нейтронам. Под воздействием нейтронов в облучаемых конструкционных материалах реактора (оболочки твэлов, детали ТВС, внутриреакторные устройства, корпус), а также в теплоносителе и материалах биологической защиты, в газовой атмосфере, заполняющей пространство между реактором и его биологической защитой, многие химически стабильные (нерадиоактивные) элементы превращаются в радиоактивные. Возникает так называемая наведенная радиоактивность, усложняющая эксплуатацию, требующая применения защитных устройств и средств дистанционного обслуживания. Радиационное воздействие быстрых нейтронов вызывает в конструкционных материалах реактора, и прежде всего его активной зоны, существенные радий' ционные повреждения (охрупчивание, распухание, повышенную ползучесть).

Ядерно-физические свойства урана. Природный уран является сырьевой основой ядерного топлива для современной ядерной энергетики. Под воздействием нейтронов различной энергии в ядерном топливе происходят два вида ядерных превращений: деление на две части тяжелых ядер и образование новых, более тяжелых ядер в результате захвата нейтронов. Вероятность этих реакций и количественное соотношение между ними характеризуются сечениями реакций деления от/ и радиационного захвата gnv, а также соотношениями этих сечений *. Сечения реакций измеряются в барнах (1 6=10-24 см2).

Ядерным топливом называется материал, содержащий нуклиды, которые делятся при взаимодействии с нейтронами. Делящимися нуклидами* являются находящиеся в природном уране изотопы урана, изотопы плутония, искусственно получаемые в ходе ядерных реакций из урана, искусственный 233U, получаемый при облучении нейтронами природного тория. Изотопы урана и плутония могут делиться под воздействием нейтронов различны* энергий (тепловых, быстрых, промежуточных).

235U является практически единственным природным материалом, ядра атомов которого могут делиться под воздействием нейтронов любых энергий (начиная с тепловых) с выделением нейтронов деления, т. е. «избыточных» нейтронов, необходимых для осуществления в реакторе управляемой цепной реакции. К сожалению, в природном уране его содержится всего 1/140 часть. Большинство проектируемых и действующих АЭС с реакторами на тепловых нейтронах работают на уране, обогащенном 235U. В активных зонах реакторов на быстрых нейтронах в начальный период также используется обогащенный уран. Он же применяется в компактных судовых реакторах. Исследовательские реакторы, как правило, работают на уране среднего и высокого обогащения. *

Влияние облучения на коррозию металлов в электролитах довольно разнообразно, поэтому о характере этого влияния нет единого мнения. Часть исследователей считает, что облучение усиливает коррозию алюминия и его сплав в агрессивных по отношению к окислам алюминия средах, в том числе и в горячей воде (рис. 261), другие исследователи утверждают, что под воздействием облучения коррозия значительно не усиливается, а иногда даже затормаживается.

/ — под воздействием облучения; 2 — под воздействием продуктов радиолиза среды; 3 — без облучения

ОРГАНО-ОРГАНЙЧЕСКИЙ РЕАКТОР — ядерный реактор, в к-ром замедлителем нейтронов и теплоносителем служат органич. вещества. Большое содержание углерода и водорода в веществе органич. замедлителя позволяет создавать малогабаритные активные зоны. К числу достоинств О.-о. р. относят низкие давления и ничтожную активацию органич. теплоносителя, что позволяет выполнять корпуса О.-о. р. из обычных углеродистых сталей, а контур первичного теплоносителя не изолировать биологич. защитой. Недостатками О.-о. р. являются полимеризация и термич. разложение вещества теплоносителя под воздействием облучения и темп-ры, что приводит к необходимости включения в состав установки системы регенерации теплоносителя.

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ, топливный элемент ядерного реактора, Т В Э Л,— конструктивный элемент ядерного реактора, в к-ром происходит процесс деления или деления и воспроизводства ядерного горючего. Т. э. состоит из сердечника, выполненного из делящегося материала, и оболочки, служащей, как правило, для предупреждения выхода осколков деления в теплоноситель и исключения взаимодействия материалов теплоносителя и сердечника. Для оболочки используются вещества, слабо поглощающие нейтроны (алюминий и цирконий в тепловых реакторах, сталь — в быстрых). Конструкция Т. э. должна быть устойчивой против изменения размеров сердечника под воздействием облучения, нагрева и пр. факторов. Обычно Т. э. объединяются в реакторах в группы, образуя т. н. сборки, или кассеты.

...Осенью 1940 года от причала африканского порта Лобито Бэй отошли два корабля. Никто не знал, куда они направляются и что содержат в трюмах, а если бы и знал, то недоумевал бы, зачем нужна такая секретность для перевозки 1142 тонн обогащенной урановой руды. Ведь с тех пор, как в XVIII веке сэр Генри Кла-прот открыл уран, этот самый тяжелый металл использовался только в керамической промышленности. Лишь физики знали тогда об открытии немцами Ганом и Штрассманом деления урана под воздействием облучения нейтронами. Одного нейтрона было достаточно, чтобы вся масса урана начала делиться с выделением невиданного количества тепла. Оказалось, что вместе с осколками разбитого ядра и энергией в реакции деления образуются новые нейтроны, Способные разбить следующее ядро, при расщеплении которого вновь образовывались нейтроны, и так далее, Это явление получило

Явление радиационного распухания — зарождение и рост пор в неделящихся материалах под воздействием облучения высокоэнергетичными частицами за счет избытка вакансий, возникающего из-за неадекватности взаимодействия вакансий и межузельных атомов с полем напряжения краевых дислокаций, — теоретически было предсказано Фореманом и др. [1] в 1959 г. В 1966 г. при исследовании оболочек твэлов из стали 316, набравших в реакторе DFR дозу, превышающую 1022 н/см2 (Е > 0,1МэВ), их предположение подтвердилось экспериментально [2]. С открытием явления радиационного распухания возникли чрезвычайно сложные проблемы, нашедшие свое отражение в корректировке программ дальнейшего развития быстрых реакторов и других ядерных установок.

В данной главе рассмотрены основные закономерности развития радиационного распухания (температурная, дозная, дозно-скорост-ная зависимости радиационного распухания). Особое внимание уделено рассмотрению возможности получения экспресс-информации о проведении материала в условиях реакторного облучения из данных имитационных экспериментов (облучение на ускорителях и в высоковольтных электронных микроскопах); причин, препятствующих ускоренному воспроизводству процессов, происходящих при реакторном облучении, в имитационных экспериментах, а также методов управления скоростью процессов, происходящих в материале под воздействием облучения и последующего отжига, путем рационального легирования, термомеханической обработки и программированного изменения условий в течение облучения (выбор

§ 2. ЗАРОЖДЕНИЕ, РОСТ ПОР И ДИСЛОКАЦИОННЫХ ПЕТЕЛЬ В МЕТАЛЛАХ ПОД ВОЗДЕЙСТВИЕМ ОБЛУЧЕНИЯ

В случае нейтронного и ионного облучения возникают каскады смещений [46]. Электронно-микроскопическое исследование многочисленных ГЦК- и ОЦК-металлов показало, что области каскада, обогащенные вакансиями, разрушаются с образованием вакансионных петель [47, 48]. Эти петли в большинстве случаев сокращаются в процессе облучения, однако при импульсном облучении периодически существует временной интервал одновременного развития вакансионных петель и пористости, что накладывает отпечаток на развитие последней. При непрерывном нейтронном или ионном облучении на некотором этапе устанавливается характерное для данных условий облучения соотношение скоростей следующих процессов: зарождение вакансионных петель при разрушении вновь образующихся под воздействием облучения каскадов смещения; сокращение вакансионных петель, созданных ранее, из-за преференса дислокаций по отношению к межузельным атомам; зарождение и рост промежуточных дислокационных петель; зарождение и рост пор.

Температура облучения — один из основных параметров, определяющих скорость зарождения, скорость ровта пор и форму образующихся под воздействием облучения ваканаионных скоплений.

под воздействием облучения............... 120