Коэффициент накопления плутония

Коэффициент накопления плутония КН в отработавшем топливе [c.132]

Отношение массы г всех или только делящихся тепловыми нейтронами z изотопов накопленного в отработавшем топливе плутония к массе а разделившихся ядер, содержащихся в 1 т отработавшего топлива, принято называть коэффициентом накопления плутония КН [c.132]

Другим фактом (см. табл. 10.2 и 10.3) является значительное увеличение отрицательного температурного коэффициента (1/т]) дг 1дТ) по мере работы реактора. Два фактора определяют это увеличение и оба связаны с накоплением плутония-239. Во-первых, значение т] у плутония-239 меньше, чем у урана-235 во-вторых, т] плутония-239 уменьшается с увеличением температуры или, точнее, д х 1дЕ отрицательна для этого изотопа при энергиях нейтронов меньше 0,3 5в. [c.465]

В настоящее время еще трудно установить оптимальные (экономически) значения необходимых коэффициентов очистки, так как еще не накоплен опыт по дистанционным методам изготовления и обращения с высокоактивным (по суммарной радиоактивности) плутониевым топливом. Нет возможности оценить влияние уровня очистки от радиоактивных продуктов деления на потери и стоимость регенерируемого делящегося продукта, который будет многократно подвергаться химической регенерации. Большое значение будет иметь полнота извлечения плутония из отработавшего топлива, т. е. минимальные потери в топливном цикле, особенно при химической переработке топлива активных зон реакторов-размножителей. Ставится задача снизить эти потери по изотопам плутония суммарно до 0,2 % и менее, а по урану — до [c.345]

Известно, что всем реакторам на тепловых нейтронах органически присущ очень серьезный недостаток — в них чрезвычайно плохо (особенно при незамкнутом ЯТЦ) используется исходное топливное сырье ядерной энергетики — природный уран (менее 0,6%). (Об этом подробнее см. в 5.4.) Применение замкнутого ЯТЦ и рецикла регенерированного урана и накопленного в отработавшем топливе плутония позволяет существенно улучшить коэффициент энергетического использования природного урана в реакторах на тепловых нейтронах при КВ 0,5 примерно вдвое, при КВ 0,7 втрое (без учета потерь в ЯТЦ). [c.463]

Величины коэффициента размножения и изотермического коэффициента реактивности для реактора Колдер-Холл рассчитаны по многогрупповой методике (см. разд. 10.3.3). Результаты, интерпретированные в соответствии с формулой четырех сомножителей, представлены в табл. 10.2 (начало кампании) и в табл. 10.3 (при выгорании 800 Мвт ymKulm, т. е. приблизительно в середине кампании) [73]. При расчетах данных табл. 10.3 отравляющий эффект продуктов деления, включая ксенон-135 и самарий-149, не рассматривался, т. е. все изменения реактивности связаны лишь с выгоранием урана-235 и накоплением плутония-239. [c.463]

Несмотря на то, что при расчете рассмотренных температурных коэффициентов был сделан ряд существенных упрощений (равномерное по топливному элементу выгорание урана-235 и накопление плутония-239, пренебрежение поглощающим действием продуктов деления), расчетные данные находятся в хорошем согласии с экспериментальными [74]. На первый взгляд может показаться, что положительный изотермический температурный коэффициент реактивности в середине кампании реактора при температуре около 500° К может вызвать неустойчивость работы реактора. Однако, благодаря отрицательному мгновенному температурному коэффициенту топлива и большой теплоемкости замедлителя, приводящей к медленному увеличению температуры реактора, в управлении реактором перемещениями регулирующих стержней или другими способами не возникает особых трудностей. Это подтверждено изучением переходных режимов на реакторе Колдер-Холл [75] во всех опытах реактор оставался устойчивым, а если тепловыделение увеличивалось, то очень медленно. [c.465]

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]

Нейтронно-физические характеристики реакторов на естественном уране значительно меняются за кампанию по мере накопления в топливе плутония-239. В начале работы реактора нейтроны поглощаются примерно поровну в двух изотопах урана уран-235 и уран-238. Поскольку начальный коэффициент конверсии у таких реакторов достаточно велик (0,85 у реактора Колдер-Холл ), плутоний накапливается почти с такой же скоростью, с какой уран-235 потребляется. Но сечение деления плутония-239 тепловыми нейтронами много больше, чем урана-235, вследствие этого через некоторое время коэффициент размножения увеличивается. [c.463]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...