Зоны воспроизводства в реакторе

Затраты на топливо АЭС Захоронение радиоактивных отходов 337, 380—382 Зоны воспроизводства в реакторе на быстрых нейтронах 144 [c.474]

В реакторах на тепловых нейтронах с водным теплоносителем использовать обедненный уран невозможно. Но использование природного и даже обедненного урана вполне возможно в реакторах на быстрых нейтронах или в быстрых реакторах (БР). В этом причина и необходимость создания таких мощных промышленных энергетических реакторов, требующих для своего охлаждения специальных теплоносителей, например жидкого натрия. Эти реакторы характеризуются зоной воспроизводства, в которой размещается обедненный уран для получения из него плутония и последующего его деления. Но для функционирования таких реакторов в их активную зону необходимо загружать или уран, обогащенный по до 25%, или лучше плутоний, который можег быть выгружен из тепловых реакторов. Это означает, что длительное время будут сосуществовать тепловые и быстрые реакторы. Когда говорят, что урана для энергетических реакторов хватит на 500 и более лет, то имеют в виду также использование обедненного урана. [c.12]

Активная зона и внутренняя зона воспроизводства экспериментального реактора EBR охлаждались сплавом NaK- Внешняя зона воспроизводства с воздушным охлаждением выполнена подвижной, для регулирования реактора. Топливо — обогащенный уран в стержнях диаметром 9,75 мм, высотой 108 мм. Каждый ТВЭЛ состоит из двух таких стержней, помещенных в трубку из нержавеющей стали наружным диаметром 11,4 мм. Выше и ниже стержней из обогащенного урана в этой трубке размещены стержни из природного урана зоны воспроизводства. В шестигранной кассете толщиной 2,2 мм из нержавеющей стали размещено 217 таких ТВЭЛ с шагом 12,5 мм. Вокруг этой оболочки расположены 138 стержней из природного урана диаметром 24 мм и длиной 514 мм, заключенных в трубки из нержавеющей стали с толщиной стенки 0,5 мм. Эта внутренняя зона воспроизводства находится в стальном корпусе диаметром 403 мм. [c.150]

В реакторах на жидкометаллическом топливе ядерное горючее циркулирует в активной зоне и зоне воспроизводства в виде суспензии или раствора в теплоносителе — жидком металле. Этот тип реактора по принципу действия имеет сходство с реакторами на расплавленных солях, которые рассматриваются ниже. [c.155]

В Р.-р, активная зона окружена слоем из воспроизводящего веш.ества, наз. зоной воспроизводства. Через реактор прокачивается жидкий Ма, к-рый практически не замедляет быстрых нейтронов, но хорошо отводит тепло. Проектируемые Р.-р. с гелиевым теплоносителем будут обладать наивысшими К . Мощность Р.-р. может регулироваться перемещением стержней с [c.626]

Активную зону в реакторах на тепловых нейтронах окружают хорошим отражателем. В реакторах на быстрых нейтронах в отражатель часто вводят большие количества не делящихся тепловыми нейтронами, но способных к воспроизводству изотопов или [c.580]

В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя, что резко уменьшает объем активной зоны. Но, как мы знаем, из-за закона 1/да сечения реакций на быстрых нейтронах очень малы по сравнению с соответствующими сечениями на медленных нейтронах. Поэтому критическая масса горючего (но не всей активной зоны) в реакторе на быстрых нейтронах значительно больше, чем на медленных. Отсюда следует, что реактор на быстрых нейтронах имеет низкую удельную мощность, т. е. мощность на килограмм делящегося вещества в реакторе. Удельная мощность реакторов на быстрых нейтронах примерно в пять раз ниже, чем тепловых. Удельная мощность вместе с коэффициентом воспроизводства и временем задержки топлива в процессе его переработки определяют практически важную характеристику реактора-размножителя, называемую временем удвоения. Время удвоения — это промежуток времени, за который количество топлива в системе удваивается. Согласно оценкам реальное значение времени удвоения составляет примерно 10 лег. [c.588]

В ранних конструкциях реакторов-размножителей для производства плутония в военных целях использовался чистый металлический уран с обогащением от 25 до 50 % по в виде твэлов с оболочкой из нержавеющей стали, размещенных в активной зоне объемом всего несколько кубических метров (или даже менее 1 м ). В качестве теплоносителя был использован жидкий металлический натрий. Несколько причин послужило причиной выбора этого теплоносителя, а именно жидкий металлический натрий обладает большой теплопроводностью и высокой точкой кипения, он характеризуется относительно низким сечением захвата и он слабо замедляет быстрые нейтроны. Топливную зону окружала зона воспроизводства, состоящая из топлива-воспроизводителя в которой происходило размножение. [c.177]

В соответствии с рис. 8.2 топливные сборки активной зоны и зоны воспроизводства помещены в напорном коллекторе, смонтированном на напорной камере корпуса реактора. Активная зона 10 состоит из топливных сборок с ядерным топливом — диоксидом урана значительного обогащения. По торцам и периметру она окружена экраном — зоной воспроизводства из [c.82]

Выделение тепловой энергии за пределами бланкета — в обмотках тороидальных катушек — стараются свести к минимуму для уменьшения до приемлемых значений энергетических затрат на охлаждение этих обмоток, необходимое для обеспечения их сверхпроводимости. Поэтому в конструкции реактора и предусмотрена радиационная защита, в которой должны поглощаться нейтроны и другие излучения из зоны воспроизводства трития. [c.159]

Распухание конструкционных материалов оказывает чрезвычайно большое влияние на расширенное воспроизводство быстрых реакторов. С учетом распухания топливные стержни необходимо располагать на больших расстояниях друг от друга, чтобы обеспечить достаточное их охлаждение при распухании. Кроме того, неравномерность нейтронного потока обусловливает неравномерное распухание, что приводит к искривлениям топливных стержней и чехлов кассет, а это также требует понижения плотности топлива в активной зоне. Последнее существенно уменьшает коэффициент воспроизводства топлива и сопровождается большими экономическими потерями (см. табл. 1). [c.9]

В 1951 г. в США был испытан экспериментальный реактор-размножитель EBR l тепловой мощностью 1,4 Мет, охлаждаемый жидким металлом. Активная зона реактора окружена внутренней и внешней зонами воспроизводства. Активная зона и внутренняя зона воспроизводства охлаждаются сплавом натрий—калий, внешняя зона воспроизводства — воздухом. Сплав натрий—калий первого контура поступает из реактора при температуре 316° С в первичный теплообменник, где он отдает тепло сплаву натрий— калий второго контура. Вторичный теплоноситель протекает через первичный теплообменник, парогенератор и резервуар. Циркуляция в первом и втором контурах принудительная и осуществляется с помощью электромагнитных насосов постоянного тока. [c.103]

Значительный опыт эксплуатации получен на АЭС Энрико Ферми с реактором-размножителем на быстрых нейтронах тепловой мощностью около 300 МВт, электрической мощностью 60,9 МВт. В активной зоне диаметром и высотой 0,8 м размещена 91 сборка ТВЭЛ, в зоне воспроизводства — 546 сборок. Диаметр зоны воспроизводства 2,03 м, высота 1,78 м. В активной зоне имеются восемь аварийных и два регулирующих стержня. [c.151]

Корпус реактора выполнен из нержавеющей стали толщиной 50,8 мм. Натрий поступает раздельно в активную зону и во внешнюю зону воспроизводства. Через активную зону проходит 90% потока натрия. [c.151]

Вокруг зоны воспроизводства расположена тепловая защита — стальные стержни и концентрические стальные экраны. Весь реактор, контур циркуляции и его оборудование помещены в стальную оболочку цилиндрической формы, предотвращающую распространение радиоактивных выбросов в случае аварии. [c.151]

Температура в центре ТВЭЛ 654° С, на поверхности оболочки 617° С. Температура натрия на входе в реактор 288° С, на выходе из активной зоны 427° С, на выходе из зоны воспроизводства 397° С. Давление натрия около 2-10 Па, потеря давления 0,73 х X 10 Па. [c.152]

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 % 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. [c.144]

Для ЯТЦ реакторов на быстрых нейтронах важнейшее значение имеет отработка химической технологии наиболее глубокого извлечения плутония при переработке топлива зон воспроизводства, а также снижение его безвозвратных потерь на всех переделах до 1% и менее (т. е. 10 кг на 1 т введенного в цикл топлива). [c.145]

Активная зона быстрых реакторов-размножителей окружена вместо отражателя зоной воспроизводства. В активную зону загружаются тепловыделяющие элементы, содержащие Pu e и а в зону воспро- [c.554]

В настоящее время рассматривается проект быстрого реактор а-размножителя SBFR (США) электрической мощностью 1000 Мет с активной зоной и зоной воспроизводства в виде засыпки сферических микротвэлов (d = 3 мм). Частицы поддерживаются сетчатой плитой, через которую проходит теплоноситель — натрий. При работе реактора теплоноситель течет сверху вниз, плотно прижимая слой частиц к плите, а при остановках подается снизу вверх и увеличивает при этом высоту слоя засыпки, снижая реактивность аппарата [403]. Преимущество такой зоны заключается в более легком осуществлении непрерывного замкнутого топливного цикла реактора-размножителя. [c.112]

В 1969 г. Ок-Риджской лабораторией и фирмами Галф дженерал атомик и Бабкок энд Уилкокс под руководством Отделения реакторов и технологии КАЭ были выполнены расчетные проработки газоохлаждаемого реактора-размножителя, которые показали, что использование в таком реакторе разработанных для БН стержневых твэлов со стальными оболочками и окисным уран-плутониевым топливом позволяет получить более высокий коэффициент воспроизводства, однако объемная плотность теплового потока активной зоны оказывается меньшей, что существенно снижает преимущества реакторов ВГР. Переход в реакторах ВГР к более теплопроводному карбидному топливу и использование более тонких стальных покрытий и конструкции вентилируемых твэлов позволяет существенно увеличить объемную плотность теплового потока, что наряду с большим коэффициентом воспроизводства обеспечивает их решающее преимущество, по сравнению с реакторами ВН, в снижении почти вдвое времени удвоения ядерного топлива. В табл. 1.6 приведены результаты исследований влияния вида топлива на важнейшие характеристики реактора ВГР мощностью 1 млн. кВт с обычными стержневыми твэлами и температурой металлической оболочки 700° С. [c.32]

Более точной является двухгрупповая диффузионная модель реактора. Она позволяет приближенно учесть различие пространственного распределения нейтронов разных энергий. В этой модели плотность потока быстрых и надтепловых нейтронов Фо (г) описывается с помощью одного диффузионного уравнения, а поток тепловых нейтронов Фо(г) —с помощью другого уравнения. Рещения этих уравнений в каждой области (активная зона, отражатель, зона воспроизводства и др.) сщиваются > с соответствующими рещениями в прилегающих областях при подходящих граничных условиях для каждой группы с учетом требований, налагаемых на решения в центре и на внешней границе реактора. Интенсивность источников тепловых нейтронов в каждой области пропорциональна плотности потока быстрых нейтронов, а в областях, содержащих делящийся материал, интенсивность источников группы быстрых нейтронов пропорциональна плотности потока тепловых нейтронов. [c.40]

Торий является достаточно распространенным тяжелым элементом он часто встречается в гранитах н сланцах. Изотоп с атомной массой 232 является единственным встречающимся в природе. В реакторе-размножителе с расплавленной солью применяют смесь ТЬи растворенную в расплавленном литии и фтористом бериллии. Этот коллоидный раствор проходит через графитовую рещетку-замедлитель, внутри которой и происходит реакция деления. Он также циркулирует снаружи вокруг активной зоны, образуя слой (блан-кет), в котором происходит реакция воспроизводства. [c.182]

Корпус 2 реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней частью. Корпус через опорный пояс установлен на катковые опоры фундамента. Внутри корпуса помещена металлоконструкция коробчатого типа — опорный пояс /, на котором укреплена напорная камера с активной зоной, зоной воспроизводства и хранилищем, а также внутрикорпусная биологическая защита. Три насоса первого контура и шесть промежуточных теплообменников смон-тиров ны в цилиндрических стаканах на опорном поясе. В верхней части корпус имеет соответственно шесть отверстий для установки теплообменников и три отверстия — для насосов. Компенсация разности температурных перемещений между стенками теплообменников и насосов, а также между корпусом и страховочным кожухом обеспечивается сильфонными компенсаторами. Стенки бака имеют принудительное охлаждение холодным натрием из напорной камеры. Биологическая защита состоит из цилиндрических стальных экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем. Бак реактора заключен в страховочный кожух. Верхняя часть кожуха служит опорой для поворотной пробки 5 и поворотной колонны, обеспечивающих наведение механизма перегрузки 9 на топливную сборку. Одновременно поворотная пробка и поворотная колонна служат биологической защитой. [c.86]

Значение энергии ( пл + бл), выделяемой в плазме и бланкете, т. е. в реакторе, существенно зависит от состава бланкета. Если сразу за первой стенкой загрузить уран, то в нем будет поглощаться основная часть нейтронов, образующихся в дейте-рий-тритиевой плазме. За счет деления урана значение (Е л + + Ебл) может быть почти в 10 раз больще, чем в случае, когда в бланкете находится только зона с литием. Более того, при делении ядра образуется в среднем 4 нейтрона, которые можно использовать как для воспроизводства трития с требуемой скоростью, так и для наработки плутония. [c.160]

На рис. 18 показана схема установки с реактором на быстрых нейтронах в Даунри (Англия). Реактор охлаждается сплавом натрий—калий, циркулирующим сверху вниз через активную зону и зону воспроизводства при помощи двадцати четырех электромагнитных насосов. Сплав охлаждается в двадцати четырех теплообменниках типа труба в трубе . В промежуточном контуре также с помощью электромагнитного насоса осуществляется циркуляция [c.16]

Использование в качестве теплоносителей жидких металлов позволяет обеспечить весьма высокие теплосъемы в активной зоне реактора, что имеет решающее значение для реакторов-размножителей, работаюш,их на быстрых нейтронах с высокими плотностями тепловыделения в активной зоне. В настояш,ее время наибольший коэффициент воспроизводства горючего может быть получен в реакторах-размножителях, охлаждаемых натрием, и поэтому установки с этими реакторами получили наибольшее распространение. [c.99]

Энергетические реакторы на быстрых нейтронах, способные к воспроизводству ядерного горючего (плутония), имеют электрические мощности порядка 300—600 МВт (БН-350, БН-600). В качестве теплоносителя в этих реакторах используется жидкий натрий. В отличие от одноконтурных (РБМК) и двухконтурных (ВВЭР) реакторов в реакторах на быстрых нейтронах применена трехконтурная схема первый и второй контур (реактор — теплообменник — парогенератор) имеют жидкометаллический теплоноситель, в третьем контуре (парогенератор — турбина) использованы вода и пар. Температура натрия в первом контуре на входе 370—380°, на выходе 500—580° С, температура натрия во втором контуре 270—520, температура пара перед турбиной 440—510° С. Давление натрия в первом и втором контуре 6—12 кГ/см (0,6— 1,2 МПа), давление пара 50—140 кГ/см (5—14 МПа). Диаметр корпусов реакторов БН изменяется в пределах 3100—8000 мм, а высота — от 4200 до 12 000 мм. Мощный реактор БН-600 имеет интегральную ( баковую ) компоновку активная зона, насосы и промежуточные теплообменники расположены в одном корпусе [c.25]

В идеальном случае топливо для реакторов на быстрых нейтронах должно обладать максимальной концентрацией делящегося нуклида и иметь возможно более высокую плотность, так как дисперсионнь1(е виды топлива и присутствующие в нем легкие элементы рассеивают нейтронный поток и поэтому уменьшают коэффициент воспроизводства. С этой точки зрения идеальным топливом следует считать металлические уран или плутоний, однако их использованию препятствует высокая реакционная способность и сложное поведение под облучением. Окончательный выбор топлива для реактора на быстрых нейтронах, очевидно, будет остановлен на уран-плутониевых карбидах. Однако они имеют плохую совместимость с материалами оболочки, кроме того, технология производства их еще недостаточно разработана. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах как строящихся, так и проектируемых предусматривают использование смеси окислов в качестве топлива и двуокиси урана как материала зоны воспроизводства. С точки зрения совместимости с теплоносителем и топливом, а также по экономическим соображениям в качестве материалов оболочки предлагается использовать нержавеющую сталь или сплавы с высоким содержанием никеля. [c.119]

Диаметр топливного сердечника реактора на быстрых нейтронах (из-за высокой удельной мощности) обычно не превышает 5 мм. Наряду с топливным сердечником в тепловыделяющем элементе создают дополнительный объем для газообразных продуктов деления. В соответствии с этим длина тепловыделяющего элемента будет 1 м. Такие тепловыделяющие элементы будут очень гибкими и должны крепиться, что достигается группиров- кой их в сборки. Отдельные элементы крепят в ячеистой решетке с каждого конца. Дистанционирование их по длине активной зоны осуществляется с помощью либо таких же решеток, либо навитых на элементы проволочных спиралей. Элементы зоны воспроизводства, которые имеют больший диаметр, устанавливают з торцах активной зоны. На рис. 10.10 показана типичная топливная, субсборка реактора PFR [27]. Топливные элементы для проектируемых реакторов FR и Феникс сконструированы аналогичным образом. Необходимые кинетические характеристики активной зоны получаются при жестком креплении тепловыделяющих элементов на шаровые опоры основания, а обеспечение устойчивого положения тепловыделяющего элемента и предотвращение изгибов субсборки достигается за счет установочного стержня. Тепловыделяющие элементы работают в натриевом теплоносителе, температура которого достигает 400° С на входе и 600° С на выходе при максимальной скорости до 7,5 м/с и содержании кислорода <10 %. Максимальная удельная мощность составляет 450 Вт/см, температура горячего пятна 700°С. Топливо должно выдерживать выгорание до 10% тяжелых атомов и задерживать в себе продукты деления при использовании топлива с плотностью 80% теоретического значения и компенсационного объема в элементе, который должен собрать все газообразные продукты деления. Низкое давление натриевого теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах гарантирует отсутствие проблем трещино-образования в окисном топливе, вспучивания и разрушения оболочки. Поэтому проблема материалов ограничивается коррозионной стойкостью и стабильностью размеров оболочки шестигранного чехла. [c.120]

Через решетку графитовых стержней активной зоны реактора 1 и теплообменник 2 насосом 3 прокачивается 80 500 т/ч сплава урана с висмутом. В зоне воспроизводства через теплообменник 4 насосом 5 прокачивается 8050 т/ч взвеси ThgBig в висмуте. Летучие продукты деления урана уносятся со свободной поверхности сплава уран—висмут потоком гелия и осаждаются в ловушках. Тепловая мош,ность зоны воспроизводства 50 МВт. [c.71]

Благодаря ядерным свойствам жидких металлов они находят применение в качестве теплоносителей преимущественно в реак-торах-размножителях на быстрых нейтронах. Высокие теплопередающие свойства жидких металлов позволяют использовать их и в реакторах на тепловых нейтронак. Считается перспективным и применение реакторов с так называемым жидкометаллическим горючим, в которых ядерное топливо растворено в жидком металле и в виде раствора циркулирует в активной зоне и зоне воспроизводства. [c.147]

В Англии с 1959 г. ведутся исследования экспериментального реактора-размножителя на быстрых нейтронах DFR в Даунри тепловой мощностью 60 МВт, электрической мощностью 20 МВт. В его активной зоне размещены кольцевые ТВЭЛ из уран-молиб-денового сплава в оболочке из ниобия. ТВЭЛ верхней и нижней торцовых зон воспроизводства выполнены из природного урана. Внешняя зона воспроизводства содержит 200 стержней природного урана длиной 2,44 м, диаметром 31,8 мм в оболочках из нержавеющей стали. [c.152]

Активная зона окружена толстостенным графитовый цилиндром, вокруг которого размещена зона воспроизводства. Диаметр наружного стального корпуса реактора 3,7 м, высота его 4,6 м. В кольцевом пространстве между стальным корпусом и графитовым корпусом активной зоны установлены графитовые стержни диаметром 80 мм с шагом 110 мм, нижние концы которых входят в гнезда решетки зоны воспроизводства. Между стержнями циркулирует взвесь висмутита торпя в висмуте. [c.169]

В будущем развитие атомных ПГТУ будет связано, по-видимо-му, с применением высокотемпературных бридерных реакторов (с воспроизводством ядерного горючего), работающих на быстрых нейтронах (без замедлителя). В этих реакторах в активной зоне содержится обогащенное ядерное горючее (уран-235, плутоний-239) вокруг активной зоны располагается зона воспроизводства, содержащая природный уран или торий, из коюрых вырабатывается соответственно плутоний-239 и уран-233 — новое ядерное горючее. Активная зона и зона воспроизводства высокотемпературных ядерных реакторов-бридеров могут быть выполнены также в виде шаровой насадки из двуокиси урана или тория аналогично тому, как это выполняется в реакторе с замедлителем нейтронов. Коэффициент воспроизводства ядерного горючего в реакторах-бридерах может достигать значений 1,7—1,8 и более. [c.130]

ГИБРИДНЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР — разрабатываемая разновидность термоядерного реактора, В К-ром для выработки энергии будут использоваться не только реакции синтеза лёгких ядер (обычно дейтерия и трития), но и реакции деления. Бланкет Г. т. р. состоит из двух зон. В 1-й зоне—делящиеся в-ва (ураи или торий), во 2-й зоне — литийсодержащие вещества для воспроизводства сгоревшего в плазме трития. [c.454]

ТВС ядерных реакторов гетерогенного типа классифицируют по функциональному признаку (испарительные, пароперегре-вательные, зоны воспроизводства и др.) по назначению [рабочие, рабочие с размещением элементов системы управления и защиты (СУЗ), измерительные, экспериментальные], по конструкции (кассетного, канального типа, с кожухом, без кожуха, с интенсификаторами теплообмена, с дистанционирующими элементами по длине активной зоны и без них, с дроссельными устройствами и без них), по геометрической форме (сечение в плане) (шестигранные, квадратные, круглые, многогранные и др.), по форме твэла (с гладкостержневыми, профильными, кольцевыми, пластинчатыми, шаровыми, блочными твэла-ми), по наличию поглощающего материала и твердого замедлителя, по размещению топлива (с профилированием по содержанию делящегося материала по длине твэла и по сечению сборки и без профилирования). [c.85]

Таким образом, торцевая зона воспроизводства находится в реакторе такое же время, как и ТВС активной зоны, и перегружается вместе с ней. Радиальная зона воспроизводства находится в реакторе более продолжительное время (более 1 года) до оптимального накопления в твэлах плутония. Применяется перестановка этих ТВС из внешнего ряда во внутренний для увеличения КВ. В зонах воспроизводства (торцовой и радиальной) происходит не только накопление делящихся нуклидов, но и частичное их деление, сопровождающееся значительным тепловыделением, что требует для отвода тепла соответствующей прокачки теплоносителя. Тепловыделение в зоне воспроизводства составляет примерно 15 % общей тепловой мощности. Накопление плутония в твэлах зоны воспроизводства может быть значительным (до 50 кг/т), такое содержание плутония эквивалентно урану 5 %-ного обогащения. Экранный твэл с таким содержанием делящихся нуклидов будет достаточно энергонапряженным и, по существу, должен удовлетворять тем -же требованиям, какие предъявляются к твэлам активной зоны. [c.145]

В реакторах на быстрых нейтронах существующих типов ТВС активной зоны (а вместе с ними и торцевая зона воспроизводства) перегружаются частями с установленной периодичностью. Интервалы между перегрузками определяются фактической энергонапряженностью, допустимой максимальной глубиной выгорания тоааива в самых напряженных твэлах или предельной концентрацией (ПД) с учетом объемной неравномерности поля энерговыделения. [c.145]

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 и содержит определенное количество который может быть ча-< Рично или почти полностью когда-нибудь извлечен. Кроме того, он содерз((ит 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 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 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. [c.244]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...