Вторичное ядерное топливо

Вторичными ядерными топливами являются упоминавшиеся в 20 Ри-239, U-233 и все радиоактивные изотопы (табл. 6.8). Радиоизотопы ИЭ могут применяться для ЭУ мощностью до 200 кВт. [c.110]

Возможность иметь частичное, а при определенных условиях полное и даже расширенное воспроизводство (конверсию) делящихся нуклидов, т. е. получение вторичного ядерного топлива из воспроизводящих ядерных материалов и [c.87]

Вторичное ядерное топливо 81 Выгорание ядерного топлива 90, 135 Выщелачивание урана из морской воды 198—200 [c.474]

Существуют две области, наиболее подверженные искажениям. Первая — различия в порядках величин конечного использования ресурса в зависимости от метода преобразования первичных источников во вторичные и далее в конечное потребление. Это хорошо известно в ядерной энергетике, где метод преобразования (тепловой реактор или реактор-размножитель) обычно определяет публикуемые цифры энергетического эквивалента ядерного топлива. Однако существуют большие различия в конечном выходе энергии и тогда, когда, например, уголь сжигается в домашней плите или [c.22]

Ядерное топливо (первичное и вторичное) 81 Ядерно-чистый уран 88, 185—187 Ядерная электроэнергетика СССР 59-60 [c.476]

Отсюда следует, что при сжигании природного изотопа — первичного топлива — возникает вторичное топливо искусственного происхождения, которое может использоваться в ядерных реакторах, т. е. происходит воспроизводство ядерного топлива. Отношение количества вновь возникших ядер вторичного топлива к количеству разделившихся ядер первичного, называемое коэффициентом воспроизводства ядерного топлива, лежит в щ)еделах от 0.9 до 1.4 и зависит от условий протекания ядерных реакций. [c.522]

Повышение ядерной безопасности реактора из-за невозможности расплавления керамических материалов и образования в активной зоне вторичной критической массы, отрицательного температурного коэффициента реактивности топлива я невозможности хрупкого разрушения корпусов из предварительно [c.3]

Поэтому важнейшими долгосрочными проблемами энергетики становятся 1) широкое использование ядерной (включая термоядерную) энергии, 2) максимальное повышение КПД ПЭ, работающих на органическом топливе, а затем и на ядерном, 3) постепенная замена органического топлива на транспорте вторичными ИЭ, 4) освоение и широкое внедрение ЭУ, использующих непрерывно возобновляемые ИЭ. [c.96]

На рис. 2.19 показаны две схемы, используемые в настоящее время реактор с кипящей водой (BWR), в котором образование пузырьков пара происходит в активной зоне реактора (рис. 2.19,а), и реактор с водой под давлением (PWR), в котором вода сохраняется под высоким давлением, что препятствует образованию пара (2.19,6). В реакторе BWR образующийся в активной зоне пар используется для вращения турбины. В реакторе PWR применяется теплообменник и поэтому турбину вращает пар вторичного контура. Образование высокой температуры в активной зоне реактора является следствием того, что продукты реакции деления теряют кинетическую энергию в твэлах. В ядерном реакторе температура производимого пара существенно ниже, чем в парогенераторе ТЭС на органическом топливе, поскольку при температурах охладителя выше 300 °С эффективность замедления становится слишком низкой. В результате термический КПД АЭС только 30%, в [c.37]

Коренное совершенствование структуры энергопотребления в перспективе до конца текущего столетия предусматривается обеспечить путем экономии энергоресурсов во всех сферах народного хозяйства постепенной перестройки экономики страны в направлении снижения удельной энергоемкости общественного производства замещения жидкого топлива природным газом увеличения производства преобразованных видов энергии, вырабатываемых на базе ядерной энергетики и угля, а также расширения использования вторичных и возобновляемых источников энергии. [c.29]

По данным ядерно-физических расчетов или анализов отработавшего топлива известны содержание ( 5 , 9 4 ) делящихся нуклидов 2 Pu и 2 Ри) в отработавшем (выгруженном из реактора) топливе, а также инт альный коэффициент воспроизводства вторичного топлива (КВ), т. е. возникновения из делящихся на тепловых нейтронах изотопов плутония (2з Pu и 2 Ри) . Пользуясь приведенными в 4.4 соотношениями, покажем примерный порядок расчета. [c.100]

В этом случае при задержке во времени на переработку накопленного вторичного ядерного топлива 6 месяцев удалось бы получить время удвоения порядка 5 лет [И]. Наиболее подходящим вариантом реактора БГР, отвечающим этим условиям, является высокотемпературный реактор с засыпанным в пустотелых перфорированных кассетах керамическим микротопливом и продольно-поперечным охлаждением топливного слоя гелиевым теплоносителем. При температуре гелия на выходе из активной зоны 750—800° С удается снизить затраты энергии на прокачку гелия до 8% и обеспечить объемную плотность теплового потока 700 MBt/m при максимальной температуре топлива 1000° С [12]. [c.8]

Ядерное топливо, содержащее только природные делящиеся нуклиды, называется первичным, а топливо, содержащее нуклиды, полученные искусственным путем, — вторичным. Основная масса природного урана и весь находящийся в природе торий (232Th) представляют собой природный ядерный материал, пригодный для воспроизводства, т. е. для получения искусственных делящихся нуклидов, или вторичного ядерного топлива . [c.81]

Из табл. 6.1 видно, что по своим ядерно-физическим свойствам большое значение для ядерной энергетики наряду с плутонием может иметь (вторичное ядерное топливо). Огромные ресурсы 232Th вместе с зау можно рассматривать как колоссальный сырьевой резерв материалов для расширенного воспроизводства делящихся нуклидов. [c.149]

В земной коре содержится 8 10 % Tli (весовых). Основное сырье для получения Т. — монацит-фосфат редко емельпых элемептов. Th широко используется в ядерной технике и энергетике, т. к. является сырьем для получения первичного ядерного топлива. При об-лучени1[ Th в реакторе образуется вторичное ядерное топливо — по реакции ТЬ зз у) Tli aa —. [c.191]

Ядерное горючее. Иногда термин ядерное горючее применяют в качестве синонима ядерного топлива, подразумевая весь состав входящих в ядерное топливо материалов. Ядерное топливо, как правило, содержит не только изотопы вещества, обеснечивающие поддержание цепной реакции (первичное ядерное горючее), но и те изотопы (так называемые сырьевые вещества), взаимодействие ядер которых с нейтронами приводит к образованию вторичного ядерного горючего. Существует только один вид природного ядерного горючего — [c.32]

Одним из факторов, определяющих надежную работу проектируемого реактора, является умение достаточно точно рассчитывать температурные поля оболочек и топлива ТВЭЛОВ. Излагаемая ниже методика теплогидравлического расчета пакета тепловыделяющих элементов разработана для реакторов атомной электростанции (БРГД) мош,ностью 1000—1500 Мвт (эл.), а также для реактора опытно-промышленной установки (БРИГ), предназначенной для отработки основных технологических и конструкторских вопросов создания энергетических быстрых реакторов большой мощности на диссоциирующем теплоносителе и для проверки условий, обеспечивающих максимально возможную наработку вторичного ядерного горючего при минимальных временах удвоения. Рассматриваемая методика расчета может быть использована только для твэлов стержневого типа. Пакет тепловыделяющих элементов представляет собой шестигранную трубу, заключающую в себе пучок тепловыделяющих элементов, расположенных по треугольной решетке. Для проведения теплогидравлических расчетов пакетов твэлов необходимо предварительно определить следующие характеристики пакета [3.1]. [c.68]

Система производств, связанных с переделами топлива до АЭС и обращением с топливом после АЭС, наз. топливным циклом. Он может быть разомкнутым, если выгружаемое из ядерного реактора отработанное топливо не отправляется на регенерацию, а хранится в долговрем. хранилищах. Однако экономически более разумным является замкнутый топливный цикл, в к-ром предусматривается круговорот ядерного горючего. Такой цикл—необходимое и обязательное условие будущего крупномасштабного развития Я. э., ориентироваяного на всё возрастающую долю реакторов на быстрых нейтронах (т. и. быстрые реакторы). АЭС с такими реакторами одновременно с вь1работкой электроэнергии способны нарабатывать вторичное ядерное горючее (напр., плутоний) в кол-ве, несколько большем, чем в них сгорает урана (т. н. расширенное воспроиз-во). Это делает природные и уже накопленные запасы ядерного горючего практически бесконечным источником энергии. [c.663]

Для перспективного плана развития ядерной промышленности весьма желательно добнтьея возможности получения новых атомов ядерного топлива по крайней мере с той же скоростью, с которой они расходуются. В среднем не мепее двух нейтронов от каждого делящегося атома должны находить надлежащие мишени (атом топлива для поддержания цепной реакции н атом для получения вторичного ндерного топлива), ниаче воспроизводство ядерного топлива не будет соответствовать его расходу. [c.812]

Рис. 226. Схема первого цикла вторичной переработки ядерного топлива на заводе фирмы Winds ale

Выгоранием ядерного топлива в активной зоне реактора называется процесс расходованяя делящихся нуклядов (первичных и вторичных) в результате деления при взаимодействии их с нейтронами. Выгорание обычно определяется выделенным количеством тепловой энергии или количеством (массой) разделившихся нуклидов, отнесенных к единице массы топлива, загруженного в реактор (обычно к 1 т). [c.90]

Выделение тепловой энергии в ядерном реакторе происходит в результате деления ядер изотопов урана или плутония и поэтому Momef быть выражено количественно как масса ядер, подвергшихся делению, отнесенная к единице массы топлива а, т. е. в виде [а]=кг/т или [а]=г/кг. Величина а также обозначает количество накопленных в твэлах продуктов деления и продуктов их радиоактивного распада . Продукты деления иногда называют осколками разделившихся нуклидов . Величина а выражает также глубину выгорания ядерного топлива (в долях или процентах) по отношению к первоначальному его количеству, включая как первичные, так и вторичные делящиеся нуклиды. Таким образом, удельная энерговыработка и глубина выгорания [c.96]

На рис. 5.6 показано возможное снижение ежегодной потребности в природном уране для обеспечения перегрузки свежим слабообогащенным топливом реакторов на тепловых нейтронах PWR и BWR электрической мощностью 1000 МВт при различных циклах использования ядерного топлива одноразовом (без химической регенерации), при возврате в топливный цикл только регенерированного урана, при возврате в цикл (рецикле) невы-горевшего урана и накопленного вторичного топлива — плутония. [c.126]

Характеристики реактора по воспроизводству вторичного ядерного горючего и безопасности определяются его формой, размерами и составом. В энергетических БР активная зона с высокообогащенным топливом окружена зонами воспроизвод- [c.163]

Твэлы ВТГР представляют собой графитовую матрицу, в которой диспергированы микротвэлы. Применение микротвэлов позволяет обеспечить малую удельную активность первого контура при глубоком выгорании ядерного топлива и высоких температурах топлива и теплоносителя. Невозможность расплавления керамического топлива в виде микротвэлов, отрицательный мощностный и температурный коэффициенты реактивности, невозможность образования вторичной критической массы, самопроизвольное прекращение цепной реакции деления при тяжелой аварии с полной потерей гелиевого теплоносителя делают ВТГР наиболее безопасными из всех энергоблоков с ядерными реакторами других типов. [c.173]

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО — вещество, ядра к-рого делятся под действием нейтронов и при этом выделяют энергию в ядерном реакторе. Обычно Я. т. служат изотопы и и Ри с нечетными атомными весами (U233 lj235 Pu 39, Pu- i). Различают 2 вида Я. т. первичное — U 35 в природной или обогащенной смеси изотопов вторичное—Ри-зз (образуется при захвате нейтрона U - s) и и зз (образуется при захвате нейтрона Th232). в природе в значит, количествах встречается лишь Остальные виды Я. т. можно получить [c.546]

Кроме основного результата процесса сгорания — получения тепловой энергии при реакции деления ядер топлива под действием нейтронов — возникают побочные продукты, которые можно разделить на твердые и газообразные продукты. Твердые продукты — это осколки ядер первичного топлива, представляющие собой новые химические элементы, а также ядра новых делящихся изотопов Pu, Pu, образовавшиеся в результате захвата без деления ядрами Новые деляпщеся изотопы представляют собой ценное сырье — вторичное топливо, которое впоследствии может быть использовано для загрузки активной зоны реакторов для получения тепловой энергии. Таким образом, если при сжигании органического топлива твердый продукт сгорания не имеет практической ценности, то при сжигании ядерного топлива образующиеся продукты иногда могут превосходить по стоимости загруженное в реактор топливо. Поэтому их перерабатывают для извлечения плутония, а также невыгоревших изотопов урана-235. [c.526]

Энергия высокотемпературного ядерного реактора может быть эффективно использована в нефтехимической промышленности для проведения таких энергоемких процессов, как крекинг, пиролиз, гидроочистка, конверсия. Так, в нефтеперерабатывающем комплексе с ядерным реактором (рис. 13.6) под действием высокопотенциальной теплоты в реакторе 8 паровой конверсии при 1073 К происходит паровая конверсия тяжелых нефтяных остатков. В технологическом аппарате 2 в интервале температур до 825 К осуществляются процессы цервичной и вторичной переработки нефти с образованием сырья для нефтехимической промышленности, моторных топлив и тяжелых нефтяных остатков. Эта схема позволяет эффективно реализовать ряд технологических процессов с одновременным получением электроэнергии, топлива, водорода и других ценных продуктов. [c.402]

Наряду с общей экономией энергоресурсов и замещением органического топлива важной (а в ближайшее время — главнейшей) задачей энергосберегающей политики является всемерная экономия углеводородного топлива. В этом отношении рассмотренные энергосберегающие мероприятия могут дать очень впечатляющие результаты. Во-первых, можно добиться замедления, а затем прекращения дальнейшего роста потребления в стране нефтетонлива с изменениелг структуры его производства в пользу светлых нефтепродуктов за счет вторичной переработки мазута, вытесняемого газом с электростанций и отчасти с котельных. Решение задачи стабилизации общих размеров потребления в стране нефти будет иметь определяющее значение для дальнейшего устойчивого развития энергетики СССР. Во-вторых, в первое десятилетие XXI в. можно добиться также существенного замедления роста потребления в стране природного газа — путем развития ядерной энергетики с проникновением ее не только в производство электроэнергии, но и в сферу теплоснабжения, где в противном случае по экологическим условиям нужно было бы использовать преимущественно природный газ. В-третьих, намечаемые пути развития черной металлургии позволяют добиться уменьшения расхода в стране металлургического кокса. [c.58]

Выход вторичных нейтронов при делении ядер плутония на 19 % выше, чем при делении Это создает преимущества при использовании Ри и Ри в качестве ядериого топлива и в реакторах на. тепловых нейтронах. Благоприятные ядерные свойства плутониевого топлива позволяют особенно эффективно црименить его в реакторах-размножителях. Все изотопы плутония делятся быстрыми нейтронами. [c.156]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...