Зерттеу ядролық реакторлардың құрамында бериллий бар материалдарынан тритийдің активтенбейтін бөліну процестерін эксперименттік зерттеулер және есептеу.

Аңдатпа

Нейтронды сәулелену кезінде литий-6 ядролық реакторлардың бериллий компоненттерінде өндіріледі, ол ары қарай нейтрондармен әрекеттесіп, тритий түзеді. Литий-6 концентрациясы оның түзілу жылдамдығын Li күйдіру жылдамдығымен салыстырған кезде кейбір тепе-теңдік мәніне дейін өседі. Тритийдің сәулеленген бериллиймен әрекеттесуіне көптеген зерттеулер жүргізілді, онда тритийдің бөліну жылдамдығына әсер ететін негізгі процесс диффузия екендігі туралы сенімді деректер алынды. Диффузия процестері бериллийдің қайта кристалдануы басталғанда жоғары температурада (700℃ жоғары) маңызды болады. Дегенмен, бериллий рефлекторын қоршап тұрған суға тритийдің айтарлықтай мөлшері бөлінуі мүмкін екені анықталды. Мұндай босатудың ықтимал механизмі бериллий бірліктерінің беткі қабатынан тікелей тритийдің бөлінуі болуы мүмкін. Реакциядан Li⁶+n_th -->He⁴+H³ бері  жоғары энергиялы гелий және тритий иондарын (энергиялары >2 МэВ) шығарады, олар реактордың бериллий қондырғыларында жер бетіне жақын бериллий қабатын қалдыра алады (бағалаулар мұндай қабаттың ені 2 мкм-ден асатынын көрсетеді).

Бұл жұмыста ядролық реакторлардың бериллий рефлекторларынан активтендірілмеген жолмен шығарылатын тритий иондарының мөлшерін есептеу әдісі ұсынылған. Әдістерді тексеру бойынша эксперименттер алюминий фольгаларына оралған құрамында литий бар әртүрлі үлгілерді сәулелендіруден тұрды. Сәулелену 21 күн бойы 50℃ температурада термиялық нейтрондар~5·10¹³н/см² мен жылдам нейтрондар (E˃0,1 МэВ) ~ 1·10¹³н/см² флюенс деңгейіне жеткенше жүргізілді. Алюминий фольгаларында жинақталған тритий мөлшері бағаланып, есептеумен салыстырылды. Нәтижелер активтендірілмеген жолмен ядролық реакторлардың бериллий рефлекторларынан бөлінетін тритий иондарының мөлшерін бағалау үшін ұсынылған есептеу әдісінің қолданылуын көрсетті.