Степени обогащения ядерного топлива

Сопло Лаваля 58 Способы обработки воды 70—79 Срок окупаемости установки по использованию ВЭР 219 Станции мазутонасосные 186 Степени обогащения ядерного топлива 273 [c.291]

С точки зрения распространения ядерного оружия существуют аргументы против применения, лазерной технологии обогащения, поскольку лазерные системы довольно просты, относительно недороги, а следовательно, легко строятся и утаиваются. Существуют аналогичные контраргументы, которые основываются на том, что лазерные системы (по крайней мере работающие) являются сложными, что их нелегко построить и что будет довольно трудно утаить факт перевода небольших установок, предназначенных для обогащения ядерного топлива, на более высокую степень обогащения. Однако эти контраргументы утратят свою силу при промышленном применении лазерного обогащения UFe- Ясно, одно, что стоимость получения обогащенного урана при лазерном методе разделения значительно ниже, чем при газодиффузионном или центрифужном. [c.194]

В настоящее время действующие в мире АЭС оснащены тепловыми реакторами с использованием в качестве топлива обогащенного урана. Эти реакторы характеризуются низкой степенью использования ядерного топлива — не более 1—2% потенциально заключенной в урановом топливе энергии. Для получения атомной энергии на атомных электростанциях, оснащенных такими реакторами, используется лишь содержащийся в природном уране в количестве примерно 0,7%. Остальные 99,3% природного урана представлены изотопами и которые в этих реакторах не используются. [c.317]

Реактор на быстрых нейтронах — простейший тип реактора, так как он не требует замедлителя. При использовании уран-плутониевого цикла в таком реакторе возникают потоки нейтронов более высокие, чем при использовании любого другого цикла. Каждый акт деления ядра рождает три новых нейтрона. Таким образом, реактор этого типа, в принципе, может произвести больше горючего, чем расходует сам. Однако сечение поглощения быстрых нейтронов делящимся материалом относительно невелико, и поэтому ядерное топливо в виде окиси или карбида должно иметь высокую степень обогащения делящимся или [c.13]

И, В частности, для этих целей стала применяться нержавеющая сталь — испытанный и верный материал с хорошо известными свойствами. Сталь нельзя было использовать в реакторах, работающих исключительно на природном уране, поскольку она значительно поглощает нейтроны, однако в реакторах на обогащенном уране поглощение нейтронов нержавеющей сталью можно компенсировать степенью обогащения ядерного топлива. На рис. 25 показана схема одного такого реактора, размещенного в бетонном баке, который не только служит контейнером для газа-теплоносителя, находящегося под высоким давлением, но и является биологической защи- [c.81]

Энергонапряженность и удельная загрузка топлива. Предельно допустимая энергонапряженность ядерного топлива в энерге-тических реакторах на единицу массы урана начального обогащения в основном определяется тремя факторами концентрацией делящихся нуклидов в топливе, т. е. значением выбранного начального обогащения принятой топливной композицией и конструкцией твэла организацией теплосъема, обеспечивающего отвод тепла теплоносителем от самых энергонапряженных твэлов и ТВС. Предельные условия теплосъема зависят от степени дисперсности и равномерности распределения делящихся нуклидов в сердечнике твэлов, теплопроводности топливной композиции и материала оболочек, от физических свойств теплоносителя, выбранных режимов и параметров охлаждения твэлов. [c.106]

Как правило, в состав плутониевого материала входят пять изотопов Ри-239, Ри-240, Ри-241, Ри-242, нарабатываемые в ядерных реакторах в цепочке последовательных захватов нейтронов и распадов на ядрах U-238, а также изотоп Ри-238, нарабатываемый в основном в цепочке последовательных захватов нейтронов и распадов на ядрах U-235 и, отчасти, в цепочке захватов и распадов на U-238. Содержание изотопов в производимом плутонии в сильной степени варьирует от энерговыработки ядерного топлива и изотопного состава зфана (то есть степени обогащения топлива на U-235), а также типа реактора, определяющего особенности его нейтронного спектра. [c.454]

На рис. 11.9 представлена зависимость коэффициента т] от степени обогащения Е. Из графика явствует, что для природного урана (Е = 0,0072) мы имеем т] = 1,337 для обогащенной четырехпроцентной урановой смеси (Е = 0,04) коэффициент т] достигает 90 % его величины в случае чистого изотопа урана (т]5 = 2,068). Отсюда следует, что в ядерных реакторах, предназначенных для производства электроэнергии, необязательно использовать топливо, сильно обогащенное изотопом урана В заключение укажем, что п поглощенных тепловых нейтронов дают ЯоТ] быстрых нейтронов. [c.295]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...