UA56382U - Perhydrous neutron moderator of zirconium hydride - Google Patents

Perhydrous neutron moderator of zirconium hydride Download PDF

Info

Publication number
UA56382U
UA56382U UAU201008449U UAU201008449U UA56382U UA 56382 U UA56382 U UA 56382U UA U201008449 U UAU201008449 U UA U201008449U UA U201008449 U UAU201008449 U UA U201008449U UA 56382 U UA56382 U UA 56382U
Authority
UA
Ukraine
Prior art keywords
zirconium hydride
perhydrous
neutron moderator
neutron
zirconium
Prior art date
Application number
UAU201008449U
Other languages
Russian (ru)
Ukrainian (uk)
Inventor
Валерий Владимирович Скороход
Игорь Анатольевич Морозов
Раиса Алексеевна Морозова
Александр Валерьевич Кондрашов
Валерий Николаевич Шевель
Петр Авксентиевич Вознюк
Александр Васильевич Куприянов
Николай Иванович Власенко
Михаил Николаевич Коротенко
Виктор Васильевич Стовбун
Светлана Леонидовна Литвиненко
Original Assignee
Институт Проблем Материаловедения Им. И.М. Францевича Нан Украины
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Институт Проблем Материаловедения Им. И.М. Францевича Нан Украины filed Critical Институт Проблем Материаловедения Им. И.М. Францевича Нан Украины
Priority to UAU201008449U priority Critical patent/UA56382U/en
Publication of UA56382U publication Critical patent/UA56382U/en

Links

Landscapes

  • Particle Accelerators (AREA)

Abstract

A perhydrous neutron moderator of zirconium hydride, composition of which is determined by the following formula of ZrH, and weight coefficient of neutron removal is in 1.2-1.23 times greater.

Description

виведення (г, см"/г 7, лінійний коефіцієнт виведен- в якості критерію радіаційно-захисних властивос- ня м, см!» та довжина релаксації І, см хх, тей доцільно вибрати масовий коефіцієнт виве-derivation (g, cm"/g 7, linear coefficient derived - as a criterion of radiation protective properties m, cm!" and relaxation length I, cm xx, it is expedient to choose the mass coefficient deriv-

Масовий коефіцієнт виведення рд/ залежить дення. тільки від хімічного складу матеріалу, лінійний ко- Вплив кількості атомів водню в гідриді цирко- ефіцієнт виведення м та довжина релаксації І. за- нію на перелічені вище характеристики захисту від лежить від хімічного складу матеріалу та його гус- нейтронів представлені в таблиці. тини р (р-2т/М). Тому при порівнянні різних зразківThe mass removal coefficient rd/ depends on the day. only from the chemical composition of the material, the linear co- The influence of the number of hydrogen atoms in the hydride, the extraction coefficient m and the relaxation length of I. zation on the above-listed characteristics of protection against lies from the chemical composition of the material and its density neutrons are presented in the table. tins p (p-2t/M). Therefore, when comparing different samples

Таблиця ле ЕЕ ШИ ЕЕTable le EE SHI EE

Формула | водню на атом о шо, сме/гх рш см" І, см й водню, 95 (мабс.) цирконію (ода | 7777/7777 | 00323-0.0329 | олаоаолво2 | 669-657 х - показує, що при проходженні шару речовини, в якому на площі 1см? зосереджена маса 1г, щільність потоку нейтронів зменшується в ек. «хх - числове значення лінійного коефіцієнта виведення показує, що при проходженні шару речовини то- вщиною в 1см, щільність потоку нейтронів зменшується в ег раз (д-ш"р, е - 2,71828, р-4,626г/см3). При ро- зрахунках для всіх зразків гідридів цирконію приймали р-4,626г/см3. я-- - це товщина шару речовини, при проходженні якого щільність нейтронів зменшується в е раз.Formula | of hydrogen per atom, cm/gh rsh cm" I, cm and hydrogen, 95 (mab.) zirconium (oda | 7777/7777 | 00323-0.0329 | olaoaolvo2 | 669-657 x - shows that when passing through a layer of matter, in which a mass of 1 g is concentrated on an area of 1 cm?, the density of the neutron flux decreases by eq. p, e - 2.71828, p-4.626g/cm3). In the calculations for all samples of zirconium hydrides, p-4.626g/cm3 was taken. i-- is the thickness of the substance layer, when passing through which the neutron density decreases in e time.

Приклади ефективності захисту від швидких (приват). 00322 5. ш(приклад3) 00329 -тав нейтронів гідридів цирконію з різним вмістом вод- (приклад!) 00268 дЧприклад!) 00268 "' ню.Examples of the effectiveness of protection against fast (private). 00322 5. ш (example 3) 00329 -tav neutrons of zirconium hydrides with different water content - (example!) 00268 dЧexample!) 00268 "' nyu.

Приклад 1. Порошок гідриду цирконію складу та в 1,15-1,18 разів в порівнянні з гідридом ци-Example 1. Zirconium hydride powder with a composition of 1.15-1.18 times compared to zirconium hydride

НІ» формують у вигляді пластини 1117111710мм, я ) ош(приклад3) 00329 й рконі нова аг -м5;Ериклади, рОоЄЯ мв густиною р-4,626г/см3 і опромінюють нейтронним Шш(приклад2) 0028 Шш(приклад2) 0028 . пучком. Вимірюють щільність потоку нейтронів в І запежності від товщини шару матеріалу та розра- - зменшена довжина релаксації (Г, см) в 1,2- ховують такі фізичні характеристики: лінійний ко- 1,23 разів в порівнянні з гідридом цирконію складу ефіцієнт виведення ц, масовий коефіцієнт виве- 7Нів дення, н'-р/р та довжину релаксаці! Е. (прикладі) 807 ,,. (прикладі) 8,07NO" is formed in the form of a plate of 1117111710 mm, i ) osh (example 3) 00329 and rkoni new ag -m5; Erykladi, рОоЕЯ mv density р-4.626 g/cm3 and irradiated with neutron Shsh (example 2) 0028 Shsh (example 2) 0028 . a bundle They measure the neutron flux density in the first part of the thickness of the material layer and calculate the reduced relaxation length (G, cm) in 1.2. mass coefficient of output 7Niv day, n'-y/y and relaxation length! E. (examples) 807 ,,. (examples) 8.07

Показники наступні: --- дк и М до ру 123The indicators are as follows: --- dk and M to ru 123

М нщ пана 3) 669 Цприклад3) 6,57 ше СМ ш, сМо/г І, см І І й 0,1239 0,0268 8,07 та в 1,15-1,18 разів в порівнянні з гідридом ци-Mnsch pana 3) 669 Example 3) 6.57 ше СМ ш, сМо/g И, см И И и 0.1239 0.0268 8.07 and 1.15-1.18 times compared to hydride cy-

Приклад 2. Порошок гідриду цирконію складу рконію складу 2ТНів5 7тНіглев формують і опромінюють нейтронами (Девиктая ве м; дрвиктадя 255 в) аналогічно першому прикладу. Цприклад3) 669 0 Цприклад3) 657Example 2. Zirconium hydride powder of rkonium composition 2TNiv5 7tNiglev is formed and irradiated with neutrons (Deviktaya ve m; drviktadya 255 v) similarly to the first example. Example 3) 669 0 Example 3) 657

Показники наступні: Таким чином, в 1,15-1,18 зменшується товщи- в см" м, смо/г Г, см на матеріалу при захисті від нейтронів; 0,1295-0,1336 0,0280-0,0289 7,72-7 48 - Збільшується ефективність захисту;The indicators are as follows: Thus, the thickness decreases by 1.15-1.18 - in cm" m, smo/g G, cm on the material with neutron protection; 0.1295-0.1336 0.0280-0.0289 7 ,72-7 48 - Protection efficiency increases;

Приклад 3. Аналогічно першому і другому ва- - зменшується матеріалоємність, а отже і вар- ріанту опромінюють нейтронами гідрид цирконію тість виробництва захисту. складу АН». Гідрид цирконію з підвищеним вмістом воднюExample 3. Similarly to the first and second variant, the material capacity decreases, and therefore the variant is irradiated with neutrons of zirconium hydride during the production of protection. member of the Academy of Sciences". Zirconium hydride with increased hydrogen content

Показники наступні: являється важливим, зручним і перспективним ш см" ше, сМг/г І, см матеріалом для промисловості. Це порошок з яко- 0,1494-0,1522 0,0323-0,0329 6,69-6,57 го легко формуються вироби необхідної геометріїThe indicators are as follows: it is an important, convenient and promising material for industry. It is a powder with a quality products of the required geometry are easily formed

Аналізуючи дані таблиці і прикладів можна для використання в якості захисту від радіаційного зробити висновок, що запропонована нами модель опромінення в ядерній енергетиці і в галузях, де матеріалу з вмістом водню, що відповідає формулі використовуються джерела нейтронного та гамма- йНозг має наступні переваги в порівнянні з існую- випромінювань, та, як активатора спікання в по- чим матеріалом: рошковій металургії, а також джерела екологічно - Збільшений масовий коефіцієнт виведення чистого палива. нейтронів (м) в 1,2-1,23 разів в порівнянні з гідри- дом цирконію складу 2ГНІі1 5Analyzing the data in the table and examples, it is possible to conclude that our proposed model of exposure in nuclear energy and in industries where neutron and gamma sources of material with hydrogen content corresponding to the formula are used as radiation protection has the following advantages compared to exist- radiations, and as an activator of sintering in what material: Roskov metallurgy, as well as ecological sources - Increased mass coefficient of removal of clean fuel. of neutrons (m) by 1.2-1.23 times compared to zirconium hydride of the composition 2HNIi1 5

Комп'ютерна верстка Л. Купенко Підписне Тираж 26 прим.Computer layout L. Kupenko Signature Circulation 26 approx.

Міністерство освіти і науки УкраїниMinistry of Education and Science of Ukraine

Державний департамент інтелектуальної власності, вул. Урицького, 45, м. Київ, МСП, 03680, УкраїнаState Department of Intellectual Property, str. Urytskogo, 45, Kyiv, MSP, 03680, Ukraine

ДП "Український інститут промислової власності", вул. Глазунова, 1, м. Київ - 42, 01601SE "Ukrainian Institute of Industrial Property", str. Glazunova, 1, Kyiv - 42, 01601

UAU201008449U 2010-07-06 2010-07-06 Perhydrous neutron moderator of zirconium hydride UA56382U (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
UAU201008449U UA56382U (en) 2010-07-06 2010-07-06 Perhydrous neutron moderator of zirconium hydride

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
UAU201008449U UA56382U (en) 2010-07-06 2010-07-06 Perhydrous neutron moderator of zirconium hydride

Publications (1)

Publication Number Publication Date
UA56382U true UA56382U (en) 2011-01-10

Family

ID=50829680

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
UAU201008449U UA56382U (en) 2010-07-06 2010-07-06 Perhydrous neutron moderator of zirconium hydride

Country Status (1)

Country Link
UA (1) UA56382U (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2606507C2 (en) * 2011-10-03 2017-01-10 Трансатомик Пауэр Корпорэйшн Nuclear reactors and related methods and devices

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2606507C2 (en) * 2011-10-03 2017-01-10 Трансатомик Пауэр Корпорэйшн Nuclear reactors and related methods and devices

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Abdullah et al. Recent trends in advanced radiation shielding concrete for construction of facilities: materials and properties
Block et al. Forward hadronic scattering at 8 TeV: predictions for the LHC
Tazhibayeva et al. Tritium accumulation and release from Li2TiО3 during long-term irradiation in the WWR-K reactor
King et al. A review of the effect of irradiation on the corrosion of copper-coated used fuel containers
UA56382U (en) Perhydrous neutron moderator of zirconium hydride
Çalik et al. Half-lives of spherical proton emitters within the framework of fractional calculus
UA56381U (en) Neutron-protective titanium hydride
Vuolo et al. Evaluation of the neutron activation of JET in-vessel components following DT irradiation
Kainuma et al. Undamental study on corrosion protection method with sacrificial anode of steel members using porous sintered plate and fiber sheet in atmospheric environment
RU2010153739A (en) FAST NEUTRON NUCLEAR REACTOR
Abe et al. Applicability of nuclear reaction models implemented in PHITS to simulations on single-event effects
Larcombe et al. Tidal and intra-tidal sand transport processes across a macrotidal intertidal zone, Broome, Western Australia: Implications for measurements of sand transport associated with coastal developments
Lee et al. The evaluation of neutron exposure using ex-vessel neutron dosimetry in a commercial nuclear reactor vessel
Lee et al. Design of Neutron Targets with the 4 MeV Cyclotron for BNCT
Wallace Monte Carlo modeling of ION chamber performance using MCNP
You et al. First-principles study on the helium migration energies in B12X2 (X= O, Si, P, As) crystals for neutron absorber use
Lattice et al. Kaon semileptonic decay form factors with HISQ valence quarks
Wheldon et al. Yield measurements for resonances above the multi-α threshold in 20Ne
Kang et al. Measurement of the scintillation response of the BSO crystal to the kinetic energy of proton beams
Saran et al. Production of long lived radionuclides {sup 71} Ge and {sup 72} Ga from {sup 72} Ge
Terasaki et al. The effects of pressure and temperature on sound velocity and density of Ni-S liquid
Ariyoshi et al. Study on an innovative fast reactor utilizing a hydride neutron absorber-Development of a sodium bond type hafnium hydride control rod
Jungran et al. A Study on the Energy-dependent Neutron-capture Cross-section of Natural Cesium (133Cs) by Using a Continuous Neutron Flux
Ningappa et al. Study on radon, thoron and their progeny levels in dwellings of Ramanagar district, Karnataka
Berlizov et al. PECULIARITIES OF THE PREPARATION TECHNOLOGY OF SAMPLES FOR RADIONUCLIDE ACTIVITY DETERMINATION IN THE MATERIAL OF FUEL CHANNEL TUBES OF RBMK REACTORS.