Реактор атомный на быстрых нейтронах

В будущем развитие атомной энергетики в странах СЭВ ориентируется на реакторы-размножители на быстрых нейтронах единичной мощностью 1000-1200 МВт. [c.40]

До 2000 г. основой атомной энергетики будут легководные реакторы позже главную роль начнут играть усовершенствованные реакторы-конверторы (в основном высокотемпературные реакторы) и жидкометаллические реакторы-размножители на быстрых нейтронах. [c.25]

Генеральное направление развития атомной энергетики в перспективе — создание и освоение атомных электростанций с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. В настоящее время проектируются и строятся реакторы этого типа с жидкометаллическим охлаждением, в будущем считается возможным применение в качестве теплоносителей также газов. [c.6]

Основным генеральным направлением атомной энергетики является создание атомных электростанций большой мощности с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах, позволяющими наиболее эффективно использовать потенциальные возможности ядерного горючего. В реакторах на тепловых нейтронах из одной тонны урана может быть выработано энергии 5000— 15 000 МВт-сут (с использованием плутония до 25 ООО МВт-сут). В реакторах на быстрых нейтронах энерговыделение тонны урана может достигать 250—500 тыс. МВт-сут. [c.17]

Суммарная мощность АЭС к концу 1986 г. в СССР превысила 28 млн. кВт. На АЭС в 1986 г. произведено около 11% всей электроэнергии страны. В текущем пятилетии (1986—1990 гг.) мощности АЭС в СССР возрастут более чем в 2 раза. Будут сооружаться АЭС единичной мощностью 4—6 млн. кВт (тепл.) с водоохлаждаемыми реакторами на тепловых нейтронах. Завершится сооружение первых атомных станций теплоснабжения (A T). Будет существенно продвинута вперед разработка реакторов-размножителей на быстрых нейтронах и их топливного цикла. [c.3]

Атомная промышленность. Благодаря совместимости с ураном и с расплавами натрий-калий при температурах реакторов, работающих на быстрых нейтронах, ниобий находит применение в некоторых ядерных реакторах. [c.185]

В последние двадцать лет началось практическое использование новых энергетических ресурсов, а именно энергии, освобождаемой при превращениях атомных ядер. Сейчас за счет ядерных ресурсов покрывается менее 1% мирового потребления энергии (в США— около 2%). Однако целесообразность и преимущества этого нового источника энергии настолько очевидны, что позволяют с уверенностью предсказать быстрый рост ядерной энергетики при этом будут использованы ядерные реакторы различных типов, в первую очередь на медленных нейтронах, а затем и реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Более отдаленной представляется перспектива использования энергии термоядерного синтеза легких элементов, которая полностью снимает угрозу исчерпания энергетических ресурсов. [c.139]

Между тем металлы, которыми располагает современное машиностроение, позволяют перегревать пар до 550— 600 С. Это дает возможность уменьшить потери эксергии при передаче теплоты от продуктов сгорания к рабочему телу и тем самым существенно увеличить эффективность цикла. Кроме того, перегрев пара уменьшает потери на трение при его течении в проточной части турбины. Все без исключения тепловые электрические станции на органическом топливе работают сейчас на перегретом паре, а иногда пар на станции перегревают дважды и даже трижды. Перегрев пара все шире применяется и на атомных электростанциях, особенно в реакторах на быстрых нейтронах. [c.63]

Атомная бомба может также рассматриваться как реактор на быстрых нейтронах, но только в таком реакторе протекает неуправляемый цепной процесс деления взрывного типа. В качестве взрывного ядерного вещества в ней используются изотопы Pu или Под действием быстрых нейтронов ядра изотопов [c.319]

До последнего времени АЭС строились с расчетом на использование в качестве ядерного горючего изотопа Однако этот изотоп урана содержится в составе естественной смеси изотопов урана в количестве всего - -0,7%, причем для его выделения нужна весьма сложная и трудоемкая работа. Кроме того, энергозапас всего имеющегося на Земле изотопа примерно равен энергозапасу органического топлива, т. е. сравнительно невелик. Поэтому наиболее перспективными для развития атомной энергетики являются сверхмощные АЭС ( 1 ООО ООО /сет электрической мощности) с реакторами на быстрых нейтронах, в которых можно использовать в качестве горючего (содержащийся в естественном уране в количестве 99,3%) и торий . Особое значение реакторов такого типа, как известно, заключается не только в том, что они могут использовать мало- [c.406]

В настоящее время в СССР работает опытная опреснительная установка производительностью 5000 пресной воды в сутки (на органическом топливе) и строится атомная установка описанного выше типа (реактор на быстрых нейтронах электрической мощностью 350 ООО квг) производительностью 100 ООО воды в сутки. [c.409]

Ограниченность запасов угля, ценность его как химического сырья, неблагоприятное воздействие вредных продуктов сгорания на окружающую среду ускорят замену его ядерным топливом. Однако из-за низкой эффективности топливного цикла в реакторах па тепловых нейтронах (о чем говорилось выше) окончательное вытеснение атомными электростанциями обычных угольных ТЭС начнется после перехода на реакторы на быстрых нейтронах с воспроизводством топлива. После 2000 г. может начаться введение в эксплуатацию термоядерных электростанций. Одновременно планируются все большая электрификация энергетики и централизация распределения энергии через ЕЭС [29, 31, НО]. [c.152]

На основе проделанной работы в СССР было обеспечено осуществление программы строительства атомных электростанций средней и большой мощности, главным образом, в районах европейской части страны, где ощущается дефицит топливных ресурсов создание атомных реакторов на быстрых нейтронах, позволяющих полнее использовать энергию урана-238 углубление концепций использования энергии деления тяжелых ядер как для целей энергетики, так и промышленности, что может быть реализовано путем создания высокотемпературных реакторов на тепловых нейтронах и т. п. [c.169]

И еще одна проблема при разработке топливно-энергетического баланса крайне важна. Это рассмотрение перспектив перехода от реакторов на тепловых нейтронах к созданию новых атомных реакторов на быстрых нейтронах, которые дают возможность использовать уран 238. Его удельный вес в урановой руде равен 99,3%. В реакторах на быстрых нейтронах образуется элемент плутоний 239, используемый в последующем для производства электроэнергии. Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах, кроме производства электроэнергии, нарабатывают (воспроизводят) атомное горючее. [c.10]

Главная надежда энергетиков — использование так называемых реакторов-размножителей, реакторов на быстрых нейтронах. В них первоначально заложенный уран почти полностью превращается в плутоний, который тоже является атомным горючим . Совсем как в знаменитой сказке братьев Гримм о чудесном горшочке Реактор такого типа успешно эксплуатируется в Советском Союзе уже более 10 лет в атомном опреснителе на полуострове Мангышлак. А совсем недавно реакторный блок на быстрых нейтронах мощностью 600 тысяч киловатт введен в строй на Белоярской АЭС. Советский Союз в области строительства реакторов на быстрых нейтронах значительно опередил все другие страны. [c.215]

Накопленный опыт сооружения и эксплуатации атомных электростанций позволил сделать вывод о целесообразности строительства АЭС мощностью 2—4 млн. кВт с наиболее технически совершенными и экономичными реакторами (два на тепловых нейтронах мощностью 1 млн. кВт и 440 тыс. кВт и один— на быстрых нейтронах — 600 тыс. кВт). [c.67]

До сих пор в электроэнергетике ПНР основную роль играют ТЭС, работающие на угле. К концу текущего десятилетия в стране планируется строительство атомной электростанции мощностью 800 тыс. кВт. За период 1980— 1990 гг. общую мощность АЭС Польши намечено довести до 8 млн. кВт. К 1990 г. предполагается построить АЭС с реакторами на быстрых нейтронах мощностью 1000 МВт. К 2000 г. ПНР, видимо, будет располагать АЭС общей мощностью 20 ГВт. [c.99]

В десятой пятилетке начались работы по использованию ядерного топлива для производства тепловой энергии, начато сооружение первых атомных станций теплоснабжения (A T) мощностью по 3600 ГДж/ч каждая в Горьком и Ворон еже. Введены в работу первый реактор водоводяного типа (ВВЭР-1000) мощностью 1 млн. кВт на Нововоронежской АЭС и мощный атомный реактор на быстрых нейтронах мощностью 14 [c.14]

Создание и освоение самого мощного в мире реактора на быстрых нейтронах типа БН-600 закладывает основу для разработки еще более мощных реакторов такого типа. В ближайшее десятилетие предусматривается освоение первых экземпляров реакторов на быстрых нейтронах мощностью 800—1600 тыс. кВт. Имеется в виду, что этот тип реактора получит применение в атомной энергетике 90-х годов этого столетия. [c.242]

Успешная эксплуатация опытных высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем и строительство прототипов крупных энергоустановок с реакторами ВГР явились толчком к разработкам одновременно во многих промышленно развитых странах газоохлаждаемых реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (БГР). Другой причиной появления конкурирующего с жидкометаллическими натриевыми реакторами БН направления развития реакторов БГР явились определенные трудности в освоении промышленных реакторов БН. В материалах Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии в докладе Карлоса, Фритиса и Лиса и в работе М. Донне были сделаны попытки сопоставления характеристик реакторов БГР и БН. [c.31]

Приведенный материал достаточно убедительно подтверждает перспективность развития нового направления в атомной энергетике — высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах ВГР и реакторов-размножителей на быстрых нейтронах БГР с шаровыми твэлами и микротвэлами. [c.106]

Развитие АЭС в СССР в десятой пятилетке велось по пути применения реакторов двух типов корпусных с простой водой под давлением (ВВЭР) и канальных водо-графитовых (РБМК). Такое решение помимо накопления широкого опыта позволило привлечь к производству специального оборудования для АЭС большой круг машиностроительных предприятий, что было особенно важно в первоначальный период становления атомного машиностроения. В десятой пятилетке кроме опытной установки с реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением на Шевченковской АЭС мощностью 350 МВт была создана промышленная установка такого же типа мощностью 600 МВт, введенная в действие на Белоярской АЭС в 1980 г. [c.136]

Атомные реакторы-размножители на быстрых нейтронах (БН). Наибольший прогресс до стигнут в технологии реакторов на быстрых нейтронах с жиикометалдическим натриевым тепло нос ителем. На полномасштабной АЭС с реактором такого типа в расчете на единицу ядерного топлива можно будет вырабатывать в 50—80 раз больше электроэнергии, чем на АЭС с традиционным легководным реактором. То плива для такого реактора (после его начальной загрузки) вполне достаточно, и его стоимость составляет ничтожную долю в себестоимости производимой им электроэнергии. Подсчитано, что если использовать в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах весь уран, содержащийся в стволах урановых обогатительных производств США, то можно будет выработать 1,4 млн. ТВт- ч электроэнергии. Для сравнения укажем, что в настоящее время в США потребляется около 2 тыс. ТВт- Ч электроэнергии в год. [c.89]

До 1990 г. атомная энергетика СССР будет базироваться главным образом на тепловых реакторах типа ВВЭР и РВМК. Помимо своей основной задачи — выработки электроэнергии, эти реакторы будут выполнять важную функцию наработчиков нового топлива — плутония — для загрузки атомных станций с реакторами-бридерами на быстрых нейтронах. В реакторах освоенных типов полезно используется не более 1% потребляемого ими природного урана. Поэтому они рассматриваются как первая стадия в промышленном освоении энергии атомного ядра. В связи с этим внимание инженеров и исследователей привлекают реакторы с лучшими физическими характеристиками. [c.3]

В связи с этим во всех развитых странах развернуты и реализуются энергетические программы, предусматриваюш ие расширенный ввод в эксплуатацию атомных электростанций о тепловыми реакторами освоенных типов (в первую очередь реакторов с обычной водой под давлением). Значительное место в программах уделяется вопросам ускоренного развития новых типов реакторов, прежде всего реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. В последние годы в энергетические программы развитых стран, как обязательный элемент, включаются исследования, направленные на поиски путей создания реактора термоядерного синтеза. [c.7]

Теплообменный аппарат и парогенератор АЭС EBR-II (США). Экспериментальная энергетическая атомная установка с охлаждаемым натрием реактором-размножителем на быстрых нейтронах тепловой мощностью 62,5 Мет была введена в эксплуатацию в 1963 г. Установка выполнена по трехконтурной схеме и включает теплообменный аппарат и парогенератор, состоящий из восьми испарительных и четырех нароперегревательных секций. [c.120]

Из сказанного следует, что производство Ри и и его экономика теснейшим образом связаны с технологией получения и рациональным использованием природного урана и особенно его уникального изотопа 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, слабообогащен-ного урана, содержащего свыше 95 % воспроизводящего материала (23 U), позволяет и в этих реакторах осуществить процесс частичного воспроизводства делящихся нуклидов и таким образом улучшить их баланс в реакторе и получить значительный экономический эффект. [c.83]

Реакторы на быстрых нейтронах. Примером реакторов этого типа являются бридерные реакторы, в которых атомные ядра сжигаемого ядерного топлива в процессе цепного процесса превращаются снова в ядра делящихся изотопов, при этом количество воспроизводимого топлива превосходит количество сжигаемого (коэффициент воспроизводства больше единицы). [c.318]

В начале 60-х годов Институтом атомной энергии имени И. В. Курчатова совместно с другими научно-исследовательскими институтами была разработана первая энергетическая установка с ядерным реактором и прямым получением электроэнергии. В этой установке, получившей название Ромашка (рис. 55), впервые осуществлена оригинальная и простая конструктив-наьс схема, предусматривающая обт-единение в одном агрегате высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах и термоэлектрического генератора электрической мощностью 0,5 кет. В активной зоне реактора, окруженной бериллиевым отражателем, помещены тепловыделяющие элементы (пластины из дикарбида уранаиСг с 90%-ным обогащением по урану-235) общим [c.185]

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором воднографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт. [c.196]

В Основных направлениях развития народного хозяйства СССР на 1976—1980 гг. записано Предусмотреть опережающее развитие атомной энергетики в европейской части СССР. Ускорить строительство и освоение реакторов на быстрых нейтронах. Приступить к подготовительным работам по использованию атомной энергии для целей теплофикации . Для выполнения этой задачи развернуто строительство атомных электростанций в европейской части страны Ленинградской, Игналинской, [c.185]

В 1972 г. первой в мире была введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Перед Шевченковской АЭС поставлены две цели часть ее тепловой энергии идет на опреснение морской воды с выдачей 120 тыс. т пресной воды в сутки, а вторая часть электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии. Опыт эксплуатации реактора на быстрых нейтронах Шевченковской АЭС использован при создании более мощного быстрого реактора для Белоярской атомной электростанции. На этой АЭС сооружается опытно-промышленный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600 мощностью 600 МВт. [c.171]

Атомные электростанции будут оснащаться реакторами единичной мощностью 1 миллион киловатт, на сооружаемой Игналинской АЭС монтируются реакторы единичной мощностью 1,5 миллиона киловатт. На подходе сооружение опытно-промышленных энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах единичной мощностью 800 и 1600 миллионов киловатт. [c.222]

Первый реактор на быстрых нейтронах был создан в США и установлен на АЭС Энрико-Ферми. Коэффициент использования АЭС составил лишь 3,4%. Реактор этот был демонтирован. В настоящее время работают опытные реак-торы-размножители в США, Франции и Советском Союзе. Мощность реакторов в первых двух странах 250 МВт. В СССР на одной из АЭС работает реактор-размножитель мощностью 350 тыс. кВт. Сооружается атомный реактор на быстрых нейтронах мощностью 600 тыс. кВт. В США АЭС с реакторами-размножителями мощностью 350—400 тыс. кВт предполагается ввести в эксплуатацию в 1980 г. в Ок-Ридже. [c.318]

Продолжить работы по б вйению реакторов на быстрых нейтронах и использованию ядерного топлива для выработки теплоэнергии. Довести выработку электроэнергии в 1985 году на атомных электростанциях до 220—225 млрд. киловатт-часов [c.134]

Атомная энергия должна была играть главную роль в будущем мировом энергоснабжении, и предсказывался скорый переход к эффективно использующим уран реакторам-размнО Жителям на быстрых нейтронах. С того (времени оппозиция ядер ной энергетике ужесточилась, и после инцидента на АЭС Три Майлз Айлэнд вопросы безопасности атомной энергии как никогда ранее прпобре-ли политическую окраску. Отсутствие международных соглашений, касающихся взаимосвязи между развитием ядерной энергетики и распространением ядерного оружия, и единого подхода к созданию соответствующих приемлемых средств для захоронения ядер-ных отходов приводит к разногласиям относительно путей развития технологии регенерации отработавш бго топлива и сдерживает торговлю ураном и ядерным топливом, а также передачу ядерных технологий. В США, Швеции и ФРГ фактически объявлен мор а-торий в области заказов на строительство яде(рных реакторов, и в большинстве других стран осуществление программ. . развития ядерной энергетики затягивается. Только Франция и страны — членЫ СЭВ развивают ядерную энергетику в соответствии со своими первоначальными планами. Как же в этой ситуации выглядит будущее мировой ядерной энергетики [c.93]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...