Воспроизводящего материала

Метод офсетной печати состоит в изготовлении печатной формы, на поверхности которой формируется рисунок слоя. Форма закатывается валиком трафаретной краской, а затем офсетный цилиндр переносит краску с формы на подготовленную поверхность основания ПП ( 9.4). Метод применим в условиях массового и крупносерийного производства с минимальной шириной проводников и зазоров между ними 0,3 ... 0,5 мм (платы 1 и 2 классов плотности монтажа) и с точностью воспроизведения изображения ±0,2 мм. Его недостатками являются высокая стоимость оборудования, необходимость использования квалифицированного обслуживающего персонала и трудность изменения рисунка платы.

Наиболее ответственной в процессе фотолитографии является операция совмещения изображения на пластине и фотошаблоне, которая во многом определяет точность воспроизведения изображения и в конечном итоге качество получаемой структуры. В современном производстве стремятся автоматизировать процесс совмещения с помощью фотометрических датчиков и ЭВМ с программами, построенными на эвристическом алгоритме*.

Для воспроизведения изображения на экране приемной трубки необходимо соблюдение двух основных условий: 1) положение светового пятна на экране трубки в каждый момент времени должно соответствовать положению того элемента изображения, с которого снят сигнал, поданный в этот момент на модулятор; 2) все элементы изображения должны быть воспроизведены за время, меньшее времени, определяемого инерционностью восприятия световых ощущений человеческим глазом. Так как световое ощущение сохраняется глазом примерно в течение 0,1 с, то вся последовательность элементов изображения должна быть воспроизведена за несколько меньшее время, что и обеспечивает одновременность восприятия всего изображения.

Электронно-лучевые трубки, применяемые для воспроизведения телевизионного изображения, называются кинескопами. Для обеспечения высококачественного воспроизведения изображения кинескоп должен обладать рядом свойств, определяемых его основными параметрами.

Время воспроизведения изображения есть время непрерывного воспроизведения записанного изображения с момента начала воспроизведения до момента начала потери четкости и контрастности, обусловленной внутренними процессами в ЗЭЛТ. Время сохранения записанного изображения равно промежутку времени между записью с последующим снятием напряжения питания с электродов ЗЭЛТ и временем, когда изображение на экране вновь включенной ЗЭЛТ имеет заданную потерю четкости и контрастн-о-сти. Остальные параметры, которыми характеризуют запоминающие осциллографы, те же, что и у универсальных.

широкого применения, и дополнительно оснащаются узлом памяти и системой воспроизведения изображения. Узел памяти состоит из двух плоских сеточных электродов, расположенных параллельно экрану ( 6.11). Непосредственно у экрана находится мишень, покрытая слоем диэлектрика. Поверх мишени размещен другой электрод в виде сетки с более крупной структурой — коллектор.

• время воспроизведения изображения — это время в основном ограничивается устойчивостью потенциального рельефа к ионной бомбардировке; в современных ЭЛТ время воспроизведения может достигать десятков минут; .шидатк. з

Для правильного воспроизведения изображения необходимо, чтобы вершины гасящих импульсов видеосигнала располагались . ,у. . в начале анодно-сеточной характеристики

И, наконец, желательно, чтобы передающая трубка воспроизводила уровень черного, т. е. тот начальный уровень, от которого производится отсчет абсолютной величины видеосигнала. В самом деле, при передаче видеосигнала от передающей трубки к кинескопу радиотехническими средствами сохраняется лишь переменная составляющая, несущая информацию об изменении освещенности элементов фотокатода. Для правильного воспроизведения изображения на экране кинескопа необходимо выбрать исходную точку на модуляционной характеристике прожектора приемной трубки, соответствующую началу отсчета величины видеосигнала. Эта исходная точка соответствует наиболее темному (черному) уровню освещенности объекта (и фотокатода). Некоторые типы передающих трубок позволяют формировать (во время обратного хода электронного луча, развертывающего изображение) сигнал, соответствующий уровню черного, что заметно упрощает задачу правильного, соответствующего объекту воспроизведения распределения яркости на экране кинескопа.

Время непрерывного воспроизведения изображения на экране после запоминания,

Схематически действие реактора-размножителя на быстрых нейтронах показано на 2.22. В результате реакции деления в ядерном горючем 239Ри образуются быстрые нейтроны, а продукты деления выделяют в топливных элементах теплоту. Затем теплота поглощается теплоносителем и используется для производства пара. В защитном слое из воспроизводящего материала 23SU быстрые нейтроны образуют новое ядерное горючее. Выделение плутония из защитного слоя осуществляется химическим путем. Поскольку в данном случае меньшее число нейтронов делящегося материала идет непосредственно на поддержание цепной реакции, его концентрация в ядерном топливе реактора-размножителя на быстрых нейтронах выше, чем в обычном реакторе на тепловых нейтронах, — около 30 % по сравнению с 3 % в последнем. В реакторе-размножителе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя нельзя использовать воду, поскольку замедление нейтронов в данном случае нежелательно. Вместо нее в современных конструкциях в качестве теплоносителя используется жидкий натрий. При таком теплоносителе внезапная потеря теплоносите-

В реакторе БН нейтроны, образующиеся в процессе деления ядерного топлива 235U или 239Ри в количестве, превышающем необходимое для поддержания цепной реакции, используются для производства дополнительного ядерного топлива из воспроизводящего материала 238U, находящегося в активной зоне реактора:

где v — число нейтронов, возникающих при делении; о/ — сечение деления в активной зоне (делящегося топлива и воспроизводящего материала) и аа — общее сечение захвата в активной зоне. Очевидно, что для поддержания необходимого расширенного воспроизводства ядерного топлива ц должно быть несколько больше двух. Однако сечения деления и захвата являются функциями энергий нейтронов. На 7.10 приведена зависимость т) от энергии нейтронов.

энергий нейтроновт«оэффициент размножения под воздействием быстрых нейтронов может стать равным 1,2. Иными словами, 20 % нейтронов, появившихся в результате деления воспроизводящего материала, иолучено минуя ядерное топливо в активной зоне. Анализ 7.4 показывает, что спектр энергий нейтронов деления без замедления будет наиболее благоприятным диапазоном для работы реактора-размножителя. Нейтроны в этом диапазоне энергий называются быстрыми, а реакторы, работающие в этом диапазоне, называются реакторами-размножителями на быстрых нейтронах или быстрыми реакторами.

Решением проблемы является организация циркуляции смеси расплавленного топлива и продуктов распада; в таком случае окажется возможным попутное разделение протактиния и загрязняющих продуктов распада, в результате чего возвращающаяся в цикл смесь будет содержать только ядра, подлежащие делению, и ядра воспроизводящего материала. Благодаря организации циркуляции топливной смеси с целью удаления загрязняющих

Из сказанного следует, что производство Ри и 235U и его экономика теснейшим образом связаны с технологией получения и рациональным использованием природного урана и особенно его уникального изотопа 235U. Обеспечить наиболее полное превращение всего природного урана и тория в делящийся материал — одна из важнейших глобальных проблем современной атомной науки и техники. Наиболее подготовленный путь решения этой проблемы — широкое использование реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Применение в современных энергетических реакторах, работающих на тепловых нейтронах, слабообогащенного урана, содержащего свыше 95 % воспроизводящего материала (238U), позволяет и в этих реакторах осуществить процесс частичного воспроизводства делящихся нуклидов и таким образом улучшить их баланс в реакторе и получить значительный экономический эффект.

Аналогично обстоит дело и с получением 233U из 232Th. Однако в настоящее время и в бляжайшей перспективе трудно ожидать сколько-нибудь значительного использования в ядерной энергетике уран-ториевого цикле.. Это объясняется тем, что 232Th, как и 238U, является лишь воспроизводящим, но не 'делящимся материалом; технология переработки ' тория имеет -ряд специфических особенностей и в промышленных масштабах еще не освоена. В то же время дефицита в природном уране пока нет. Более того, происходит непрерывное накопление на складах готового к применений в качестве воспроизводящего материала в реакторах-размножителях отрального урана. Вместе с тем привлекательные ядерно-физические свойства получаемого из 232Th делящегося 233U неизменно вызывают интерес к уран-ториевому топливному циклу и его эффективному использованию в ядерной энергетике, что в принципе допустимо без существенного изменения конструкции применяемых ныне реакторов.

В выгруженном из реактора на тепловых нейтронах отработавшем топливе всегда останется некоторое количество неиспользованных делящихся ядер 235U, а также накопленного, но не успевшего разделиться нового топлива 239Ри и 241Ри. В нем будет оставаться также свыше 97 % начальной массы воспроизводящего материала — 238U * (табл. 5.5).

4. Топливо активной зоны реакторов на тепловых нейтронах окружено в осевом и радиальном направлениях зонами, воспроизводства. Сердечники твэлов зоны воспроизводства изготовляются из воспроизводящего материала (в металлической или иной форме), каким является обедненный отвальный уран", содержащий 99,7—99,8.% 238U. Назначение зоны воспроизводства — производить плутоний в результате захвата избыточных нейтронов, вылетающих из активной зоны, воспроизводящими нуклидами. Таким образом, отвальный уран в зоне воспроизводства выполняет роль сырьевой базы для наработки плутония.

Цена 1 кг получаемого на разделительном заводе обедненного урана, идущего в отвал и поступающего на длительное хранение, не учитывается при определении цены 1 кг обогащенного урана [см. формулу (7.32]. Считается, что она невелика, и ею можно пренебречь. Однако отвальный уран имеет скрытую стоимость: он почти полностью состоит из воспроизводящего материала 238U и содержит определенное количество 235U, который может быть частично или почти полностью когда-нибудь извлечен. Кроме того, он содержит много фтора (третью часть массы). Поэтому можно рассматривать все отвалы обедненного урана не только как основной ресурс воспроизводящего материала для зон воспроизводства реакторов на быстрых нейтронах, но и как бедное (по сравнению с природным ураном) исходное сырье для получения урана с природной концентрацией 235U. Назовем этот продукт восстановленным природным ураном. В этом случае отвал можно рассматривать и как полуфабрикат, т. е. продукт незавершенного производства в технологическом цикле получения природного урана. Конечно, более глубокое" извлечение 235U из отвалов должно быть экономически оправдано и производственно обеспечено. В таком случае цену 1 кг обедненного урана можно было бы определить, исходя из затрат на получение из него как исходного питающего сырья восстановленного природного урана. При этом цена такого восстановленного природного урана должна соответствовать установившейся в данный период времени максимальной цене природного урана, добываемого из недр, использование которого в ядерной энергетике считается рентабельным.

Отвалы обедненного урана или торий? Правомерно сравнивать два вида воспроизводящего материала, которым мы располагаем для получения делящихся материалов: 238U и 232Th. Положим, что, в общем, они одинаково эффективны для применения в зонах воспроизводства реакторов на быстрых нейтронах. Но 238U в компактном виде как отвал сильнообедненного .урана лежит на складе всегда готовый к применению по хорошо отработанной технологии, ториевые же руды нужно добывать из недр, извлекать из них металл и осуществлять весь сложный цикл получения из тория чистого воспроизводящего материала. Промышленная технология тория находится в начальной стадии разработки и освоения. По-видимому, цена 1 т отвала обедненного урана, даже с учетом затрат на его длительное хранение, будет существенно ниже цены 1 т тория. В этом состоит главная причина, объясняющая тот факт, что торий до сих пор не нашел практического применения в ядерной энергетике, несмотря на ряд несомненных достоинств. Можно сказать, что время для использования тория еще не наступило.