Зоны воспроизводства в реакторе быстрых нейтронах

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]

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]

Охватывая обширный круг проблем деления тяжелых атомных ядер, диффузии и замедления нейтронов, переноса тепла из активной зоны реакторов и т. д., исследования в области физики реакторов, начатые с первыми реакторами на медленных (тепловых) нейтронах, затем были развиты применительно к реакторам на промежуточных и быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного топлива. Для проведения этих исследований и решения [c.153]

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]

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]

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]

Радиоактивность подсчитана для продуктов деления, имеющих период полураспада более 5 сут. Видно, что активность отработавшего топлива в течение года после выгрузки снижается на порядок. При времени выдержки 0,5 года основной вклад в радиоактивность дают Zr и Nb, а также и Се. С увеличением времени выдержки радиоактивность определяется главным образом рутением, цезием, прометием и церием. При длительном хранении основной вклад вносят долгоживущие радиоактивные элементы Sr и s. Общая у-активность выгруженного из реактора на быстрых нейтронах топлива через год падает почти в 10 раз, но дальнейшее снижение замедляется и за последующие полтора года уменьшается в раза. Примерно 4—5 % общей у-активности приходится на торцевую зону воспроизводства и 13 % — на боковые (кольцевые) экраны. [c.343]

В реакторах на быстрых нейтронах активная зона имеет форму уплощенного цилиндра с отношением диаметра к высоте DIH Ъ — компромисс между стремлением обеспечить минимальную критическую массу и иметь большую утечку нейтронов в зону воспроизводства, а также минимизировать пустотный эффект реактивности, зависящий от формы, размера и состава активной зоны. В реакторах большой мощности определяющим фактором становится гидравлическое сопротивление при увеличении высоты активной зоны. [c.163]

Большие перспективы сулит сооружаемая атомная установка с реактором на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством. В качестве горючего в ней будет использован плутоний. Одновременно в зоне воспроизводства будет находиться уран 238, который под действием нейтронного облучения превращается в плутоний 239. Реакторы этого типа позволяют получать плотность выделяемой энергии, примерно равную 1 тыс. кет на 1 л активной зоны. [c.327]

В конце 1949 года А.И. Лейпунский предложил развернуть в Лаборатории В работы по исследованию возможностей реакторов на быстрых нейтронах. В 1952 году была начата разработка первого реактора этого типа БР-2 с ртутным теплоносителем и активной зоной на основе металлического плутония. Для отработки технологии создавалась также модель этого реактора БР-1. В 1955 году был создан БР-1, а в 1956 году - реактор БР-2 мощностью в 150 кВт. Эксперименты на БР-1 и БР-2 подтвердили возможность расширенного воспроизводства делящихся материалов в реакторах на быстрых нейтронах. Теплоноситель из ртути оказался неудачным, реактор БР-2 был демонтирован и вместо него в 1958 году был введен в действие реактор БР-5 с проектной мощностью в 5 МВт и натриевым теплоносителем. Создание этого реактора имело важное значение для получения необходимого опыта работ с реакторами, использующими натриевый теплоноситель. [c.357]

В реакторах на быстрых нейтронах замедлитель отсутствует, а роль отражателя выполняют ТВЭЛы, наполненные изотопом урана-238. Активная зона таких реакторов состоит из ТВЭЛов, заполненных ураном среднего обогащения. После завершения кампании, которая длится 2... 3 года, в отражателе накапливается значительное количество плутония. Поэтому отражатель реакторов на быстрых нейтронах получил название зоны воспроизводства. [c.528]

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]

Химическая инертность гелия и возможность высокой степени его очистки от примесей в контуре опытных реакторов ВГР позволяют использовать в качестве оболочек твэлов не только нержавеющие стали, но и ванадий, пироуглерод, карбид кремния и другие керамические материалы [21]. По-видимому, одно из основных преимуществ применения гелия — это возможность использовать в качестве топлива карбиды урана и плутония, что сулит существенное увеличение коэффициента воспроизводства по сравнению с окисным топливом. Нулевая активация гелия, отсутствие существенного замедления им быстрых нейтронов при прохождении через активную зону реактора БГР, а также успешное решение задачи удержания продуктов деления в микротвэлах с керамическими защитными слоями при больших значениях глубины выгорания и возможность непосредственного охлаждения микротвэлов газовым теплоносителем — все эти положительные факторы позволяют реактору БГР конкурировать с реактором-размножителем БН. Основной недостаток гелиевого теплоносителя по сравнению с натриевым — трудности отвода тепла остаточного тепловыделения в аварийных ситуациях при потере герметичности основным [c.31]

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]

Широкое развитие ядерной энергетики в ближайшие десятилетия, по-видимому, возможно лишь на основе реакторов на быстрых нейтронах, которые позволяют вовлечь в топливный цикл все запасы ядерного горючего и организовать расширенное воспроизводство делящихся изотопов урана [1]. Для обеспечения времен удвоения ядерного горючего (5—7 лет) в быстрых реакторах [1, 2], соответствующих необходимым темпам развития всей энергетики (8—10 лет) [3], требуется увеличение по сравнению с достигнутым в 2—3 раза удельной энергонапряженности активной зоны, максимальное увеличение концентрации ядерного горючего и минимальное смягчение спектра нейтронов в теплоносителе и конструкционных материалах активной зоны [4—6]. [c.3]

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]

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]

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]

В активной зоне реакторов на быстрых нейтронах выделяется около 85 % всей анергии деления нуклидов, а 15% приходится на зоны воспроизводстья. При большой глубине выгорания в твэлах активной зоны накапливаются продукты деления высокой удельной плотности. Коэффициент воспроизводства плутония в активной зоне (КВА) блиаок к единице. Таким образом, в выгружаемых из активной зоны ТВС с очень высокой радиоактивностью будет содержаться почти столько же делящихся нуклидов, сколько и до облучения. При этом по условиям сокращения периода удвоения плутониевого топлива такие стадии ЯТЦ, как выдержка ТВС в бассейне, химическая переработка и рецикл наработанного и извлеченного плутония, изготовление из него нового топлива, должны быть осуществлены за очень короткое время. Поэтому время нахождения топлива вне реактора принято называть временем внешней части ЯТЦ (Тъи). [c.143]

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]

Отвалы обедненного урана или торий Правомерно сравнивать два вида воспроизводящего материала, которым мы располагаем для получения делящихся материалов 2327 Положим, что, в общем, они одинаково эффективны для применения в зонах воспроизводства реакторов на быстрых нейтронах. Но 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 нащел практического применения в ядерной энергетике, несмотря на ряд несомненных достоинств. Можно сказать, что время для использования тория еще не наступило. [c.247]

Особэго внимания заслуживает случай, когда внутренний коэффициент воспроизводства (отношение скорости накопления делящихся ядер в активной зоне к скорости выгорания первичных делящихся ядер) КВА = 1 (в реакторах на быстрых нейтронах новые делящиеся нуклиды нарабатываются как в активной зоне, так и в зоне воспроизводства). При КВА = 1 загрузка близка к критической. Некоторый избыток реактивности < Рзф необходим для управления реактором — компенсации температурных и мощностных эффектов реактивности, обеспечения оперативного запаса реактивности для перехода с одной мощности на другую. При таких запасах реактивности исключается возможность разгона на мгновенных нейтронах, т е. реактор обладает внутренней ядерной безопасностью (для [c.134]

Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН), которые могут использоваться для получения тепла и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного горючего. Технологическая схема энергоблока такой АЭС представлена на рис. 4.20. Реактор типа БН имеет активную зону, где происходит ядерная реакция с вьщелением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементььиз который обычно в ядерных реакциях не используется, и превращают его в плутоний который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного горючего. Тепло ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии. [c.116]

В затраты на ядерное топливо в реакторах на быстрых нейтронах (БН) включаются затраты на тепловыделяющие сборки активной зоны и зоны воспроизводства, на органы системы управления и защиты (СУЗ) и фотонейтронные источники (ФНИ). [c.441]

В СССР построены и исследовательские реакторы на быстрых нейтронах. Первьи из них БР-1 обладает максимальной мощностью 50 вт. На рис. 25 показан общий вид п поперечный разрез реактора. Характерно, что активная зона цилиндрической формы имеет высоту и диаметр всего 13 см. В нее помещены стерженьки плутония, заключенные в тонкую стальную оболочку. Экран реактора выполнен из обедненного урана. Биологическая защита — бетонная стена толщиной 1 м. Управление реакцией осуществляется при помощи компенсирующего цилиндра и стержней. При работе реактора выгорает плутоний-239 и в меньшей степени — уран-235 из экрана. Вновь образуется плутоний-239. Коэффициент воспроизводства ядерного горючего для реактора БР-1 равен 2,4-2,5. [c.100]

Более мощным является реактор на быстрых нейтронах БР-2. Физическая схема его близка к схеме реактора БР-1. Номинальная мощность реактора несравненно выше — 120 кет, максимальная 200 кет, коэффициент восироизводства 1,6. К этой н е группе реакторов относится и реактор БР-3. У него в активной зоне блоки естественного урана в алюминиевой оболочке помещены в воду. Коэффициент воспроизводства горючего оказался равным 1,5—1,9. Однако скорость накопления нового плутония в нем возросла по сравнению с БР-1 в 1,8 раза. [c.102]

В табл. П.7 приведены коэффициенты воспроизводства двух мощных французских ядерных реакторов деления. Они оказываются реакторами-размножителями лишь благодаря наличию вокруг активной зоны оболочки из урана или тория. Этот элемент конструкции является общим для всех реакторов на быстрых нейтронах. Для Суперфеникса ПКВ == 0,24, ajof — 1,3. Отсюда следует, согласно формуле (11.27), что С= 1,185. Для Феникса ПКВ = = 0,12 и С = 1,09. [c.306]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...