Плутоний накопление

В плутонии-239 в незначительном количестве содержатся и высшие изотопы этого элемента — с массовыми числами 240 и 241. Изотоп Ри практически бесполезен — это балласт в плутонии. Из 241-го получают америций — элемент № 95. В чистом виде, без примеси других изотопов, плутоний-240 и плутоний-241 можно получить при электромагнитном разделении плутония, накопленного в реакторе. Перед этим плутоний дополнительно облучают нейтронными потоками со строго определенными характеристиками. Конечно, все это очень сложно, тем более что плутоний не только радиоактивен, но и весьма токсичен. Работа с ним требует исключительной осторожности. [c.131]

Правильная последовательность научного исследования состоит в предварительных наблюдениях, в накоплении экспериментальных фактов, затем в объединении результатов опытов и наблюдений на основании обобщающих выводов, связанных с введением некоторых абстрактных представлений, и, наконец, в проверке на практике обобщающих выводов из абстрактных представлений. Так, например, на основании наблюдений и обобщающих выводов великий английский ученый Исаак Ньютон нашел закон всемирного тяготения, затем этот закон был проверен в астрономической практике, а проверка привела к открытию Нептуна в XIX в. и Плутона в XX в. [c.20]

Плутоний-239 относительно устойчив против самопроизвольного распада но он легко расщепляется при облучении медленными и быстрыми нейтронами. В тепловых реакторах расщепление образовавшихся ядер плутония дает даже некоторое преимущество. Однако подавляющая часть этого плутония остается неизрасходованной , так как урановые топливные стержни к этому времени уже удаляют из реактора. Замена стержней необходима из-за накопления в них ядов — продуктов распада, сильно поглощающих нейтроны (в особенности это касается инертного газа ксенона). Таким образом, в использованных урановых стержнях остается достаточно много необходимого нам плутония, который химическим путем извлекается из этих стержней. Далее можно поступить с ним двояко пустить на производство атомных [c.87]

Темпы и экономические характеристики атомной энергетики в значительной мере будут определяться скоростью накопления вторичного делящегося ядерного горючего — плутония, что возможно за счет снижения времени удвоения быстрых реакторов. Наиболее эффективно этого можно достигнуть за счет повышения удельной концентрации ядерного горючего (например, применения низколегированного металлического урана) п повышения удельной теплонапряженности активной зоны быстрых реакторов. [c.3]

Дальнейшие темпы, масштабы и экономические характеристики ядерной энергетики в значительной степени будут определяться скоростью наработки плутония. Атомная энергетика может занять определяющее положение в энергетике только в том случае, если будут созданы быстрые реакторы, способные обеспечить необходимый темп накопления плутония, потребляя только отвальный уран и часть нарабатываемого в них плутония. [c.9]

В 1977 г. президентом США был представлен Конгрессу национальный план развития энергетики США. В этом плане наряду с вопросами повышения эффективности использования энергии и более полного использования традиционных видов топлива предусматривалось строительство реакторов PWR и BWR с одноразовым незамкнутым ЯТЦ, т. е. без переработки отработавшего топлива. Конгрессом было также отложено на неопределенный срок строительство промышленных реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, рассчитанных на применение уран-плутониевого топлива. Оба мероприятия, по мысли их авторов,, должны исключить накопление плутония, выделяемого из отработавшего топлива при радиохимической переработке, и использование его при производстве топлива, что снизит потенциальную опасность хищения плутония и распростра- [c.127]

Существенное значение для технических н экономических расчетов и оценок в ядерной энергетике имеет величина накопления в отработавшем топливе изотопов плутония. Они после извлечения из отработавшего топлива при химической переработке также являются товарной продукцией АЭС. [c.131]

Таблица 5.6. Выгорание топлива и накопление плутония в реакторах на тепловых нейтронах

Содержание накопленных изотопов плутония, кг/т [c.132]

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]

Расчеты показывают, что с увеличением глубины выгорания растет воспроизводство, деление и накопление в активной зоне делящихся изотопов плутония, прн этом удельная энергия, отнесенная к расходу делящихся ядер, содержавшихся в начальной загрузке активной зоны, увеличивается (табл. 5.8). [c.135]

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]

В настоящее время рост потребления энергии во всем мире несколько замедлился, поэтому нет необходимости в существенном сокращении времени удвоения по сравнению с Г 10, что соответствует темпу накопления плутония 7 % в год. [c.467]

Для достижения Г2=10 лет необходимо иметь КВ>1,4 при Гвн 1 год. При этом потребление Ри за один топливный цикл составит около 5 т/ГВт(эл.) [загрузка активной зоны ( 3,5 т) и плутоний ( 1,5 т), находящийся вне реактора в отработавшем топливе, выгруженном из реактора]. Расчеты показывают, что наработка избыточного Ри должна быть не менее 0,3 т/ГВт(эл.) в год. Задержка до 2—3 лет в переработке отработавшего топлива и рецикле накопленного Ри вызовет накопление его вне реактора в количестве, равном или превышающем загрузку в активную зону. Расчеты показывают, что главный путь снижения количества Ри, задерживаемого вне реактора,— это сокращение Гвн и, в первую очередь, времени выдержки топлива, выгруженного из активной зоны реактора. Увеличение КВ сокращает время удвоения топлива и всегда оправдано экономически, особенно в условиях более высоких удельных капиталовложений в АЭС с реакторами на быстрых нейтронах по сравнению с капиталовложениями в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. [c.467]

В дальнейшем по мере накопления плутоний будет испытывать превращения под действием нейтронов, в котле, кроме того, будут накапливаться атомы веществ, образующихся при делении урана. [c.405]

Производство плутония в уран-графитовом котле в настоягцее время освоено. В 1949 году предполагается, по Вашему решению, постройка и пуск котла большей могцности АВ , что увеличит скорость накопления плутония в 1950 году в 3-4 раза по сравнению с концом 1948 года. [c.570]

Большой опыт отделения плутония от урана и продуктов деления накоплен в процессе переработки облученных тепловыделяющих элементов на первой атомной электростанции в СССР. Тепловыделяющий элемент реактора этой станции состоит из двух стальных трубок — внешней и внутренней. Между ними размещается сплав урана с молибденом, причем уран обогащен до 5% изотопом с атомным весом 235. [c.106]

Это отнюдь не бесполезные килограммы. Нептуний-237 — прекрасный стартовый материал для накопления плутония 238 — ценного топлива ядерных космических батарей и других деликатных устройств вроде стимулятора сердечной деятельности или искусственного сердца. [c.112]

Накапливают плутоний в ядерных реакторах (до недавнего времени эти установки называли также атомными котлами). В мощных потоках нейтронов происходит та же реакция, что и в урановых рудах, но скорость образования и накопления плутония в реакторе намного выше — в миллиард миллиардов раз. Для реакции превращения балластного урана-238 в энергетический плутоний-239 создаются оптимальные (в пределах допустимого) условия. [c.125]

При замкнутом ЯТЦ затраты на химическую переработку 1 отработавшего ядерного топлива с учетом затрат на концентр рование, хранение и окончательное захоронение радиоактивны отходов должно быть меньше или, по крайней мере, равны суь марной стоимости фактически (т. е. за вычетом потерь) пол чаемого в результате химической переработки регенерированног урана, делящихся изотопов плутония, накопленного в отработа шем топливе, и попутно извлеченных полезных нуклидов [c.458]

В это время в Лаборатории № 2 уже твердо знали, что плутоний, накопленный в процессе нейтронного облз ения в уране, может быть реально выделен сравнительно простым химическим способом. [c.296]

Производство плутония ведется в ядерных реакторах. При протекании са-моподдерживающейся реакции деления ядер урана-235 часть нейтронов захватывается неделящимися ядрами урана-238. В результате такого захвата и возбуждаемого им процесса радиоактивных превращений в уране наряду с делением ( выгоранием ) урана-235 происходит постепенное накопление плутония в количестве, достигающем 50—80% от количества выгоревшего урана. Последующее извлечение плутония и не использованного полностью урана-235 из облученных урановых стержней производится на специальных радиохимических заводах. [c.163]

Не только технические проблемы возникают в связп с использованием атомной энергии. Как, например, совместить развитие атомной энергетики и неизбежное накопление плутония — прекрасного материала для изготовления атомных бомб —с идеей нераспространения атомного оружия Не следует ли изымать накапливающийся плутоний, оставив лишь урановую атомную энергетику Эти законные опасения и естественные предложения выходят за сферу техники и вторгаются в область политики, в ту область, где наша страна уже давно зарекомендовала себя последовательным борцом за ядерное разоружение. [c.213]

Англия — первая из капиталистических стран приступила к созданию атомной энергетики. Для этой цели использовался промышленный реактор для получения плутония. Теплоносителем была углекислота, допускавшая применение природного (необогащенного) урана. На АЭС Англии в настоящее время производится около 17% всей электроэнергии. Вначале опыт Англии был весьма положителен. Поэтому ряд стран (Франция, Япония, Испания, Италия) пошел по пути применения реакторов газографитового типа (GGR). В самой Англии велись работы по дальнейшему совершенствованию таких реакторов, в результате чего были созданы реакторы типа AGR (см. табл. 3.2), вводившиеся с 1976 по 1985 г. включительно. Однако при использовании реакторов GGR и AGR выявились существенные недостатки Oj как теплоносителя. Так, для СОа ограничивается верхний температурный предел, поскольку начинается ее взаимодействие с графитом. Кроме того, в результате перетеч-ки через ничтожные волосяные коррозионные трещины влаги из второго контура в первый в последнем получается угольная кислота, разрушающая чугунные и стальные опорные конструкции парогенераторов. Поэтому дальнейшее развитие атомной энергетики Англии связывается только с реакторами на водном теплоносителе, для которого не может быть использован накопленный огромный опыт заводского изготовления оборудования и сооружения АЭС с теплоносителем СОг. [c.26]

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]

Регенерация облученного горючего. Продолжительность пребывания горючего в реакторе ограничивается радиационным повреждением и накоплением продуктов деления, вызывающих соответственно нарушение целостности тепловыделяющих элементов и потерю реактивности. Горючее извлекается из реактора после того, как израсходована лишь небольшая доля (обычно менее 1%) делящегося материала. Поэтому для экономичного использования горючего рекомендуется извлечение из облученных тспло-выдечяющих элементов несгоревшей части его. Кроме того, извлекается также вновь образовавшийся плутоний. [c.852]

Предстоит освоение в широких масштабах топливных циклов U —Th и U —Ри, обеспечивающих превращение неделящихся изотопов тория и (из отвалов) в делящиеся изотопы урана и плутония в реакторах на быстрых нейтронах. Ведутся разработки так называемого электроядерного бридинга, где с помощью сильноточных ускорителей при бомбардировке специальных мишеней протонами или дейтронами высоких энергий генерируются нейтроны, облучающие топливные элементы из обедненного урана или тория, в которых осуществляется накопление делящихся нуклидов Ри и и частичное их деление. Аналогичная задача может быть решена также с помощью гибридного (синтез—деление) термоядерного реактора (ГТЯР), работающего как мощный генератор нейтронов. [c.18]

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]

В современных реакторах на тепловых нейтронах делению подвергается лишь малая доля (3—5%) загруженного в него обогащенного топлива. При этом в твэлах накапливаются продукты деления (ПД) и продукты их радиоактивного распада (ПРР), обладающие высокой активностью. Задача радиохимической переработки —очистить до допустимого уровня уран и накопленный в топливе неразделившийся плутоний от радиоактивных продуктов деления и распада и различных примесей и вернуть их в ЯТЦ для полезного использования, осуществив таким образом рецикл U и Ри. [c.117]

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]

ИЗМЕНЕНИЕ НУКЛИДНОГО СОСТАВА УРАНОВОГО ТОПЛИВА В ПРОЦЕССЕ ЕГО ВЫГОРАНИЯ. ВОСПРОИЗВОДСТВО, РАСХОДОВАНИЕ И НАКОПЛЕНИЕ ПЛУТОНИЯ В РЕАКТОРЕ i [c.129]

Рецикл накопленного плутония можно осуществлять путем его добавки (вместо в урановое топливо, т. е. в природный слабообогащеиный или [c.137]

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]

Цены на переработку не могут быть строго фиксированы. Они зависят от многих локальных и общих факторов, таких, как тип топлива, его количество в партии, доставленной заказчиком на переработку, обогащение ураном и глубина вйгврания, время выдержки на АЭС, количество накопленного плутония и его изотопный состав, амортизационные отчисления, долгосрочное содержание отходов в хранилищах, методы концентрирования и окончательного удаления отходов и пр. При определении цен на химическую переработку стоимость невыгоревшего регенерированного урана и плутония, а также образовавшихся трансурановых элементов может условно приниматься равной нулю. При приеме заказов заводы капиталистических фирм в контрактах оговаривают допустимые безвозвратные потери при переработке урана и плутония. Прогнозируется, что в ближайшие 10—15 лет затраты на транспортирование, переработку и хранение отходов возрастут в 1,5—2 раза. Экономические оценки затрат по переработке и хранению радиоактивных отходов еще весьма неопределены. На симпозиуме МАГАТЭ (Вена, 1976 г.), посвященном обращению с радиоактивными отходами, американские ученые оценивали расходы на обращение с отходами, включая полную обработку газообразных продуктов деления, в 25—30%, а английские — в 50—60% общей стоимости химической переработки отработавшего топлива. При этом всеми специалистами признается необходимость концентрировать отходы, сокращать их объемы на всех переделах и транспортировать отходы в формах, сводящих к минимуму риск их рассеяния. Различные отходы стремятся не смешивать, а разделять по уровням активности, химическим и физическим свойствам и решать вопросы захоронения раздельно. В ряде стран считается целесообразным хранить отвержденные отходы в течение 30— 50 лет в контролируемых поверхностных хранилищах с воздушным (включая естественную тягу) или водяным охлаждением в возвратимом состоянии, т. е. пригодном для извлечения и транспортирования до их окончательного захоронения. [c.390]

Нейтроны и 7-кванты образуются также при спонтанном делении элементов более тяжелых, чем торий-232. В этом случае поток нейтронов слабо меняется с течением времени, но интенсивность 7-из-лучения может возрасти до значительных уровней по мере накопления продуктов деления. На рис. 7.7 приведена зависимость мощности дозы от тепловой мощности источника, полученная в работе [4]. Значения мощности дозы вычислены для расстояния 1 м от центра топливной ампулы с учетом самопоглощения в топлиде и в стенках ампулы. Кривые построены для трех наиболее важных изотопов плутония-238, кюрия-244 и строн-ция-90. Данные по р-активному стронцию-90 приведены для сравнения. [c.163]

В.Г. Хлопин сообгцил, что в его лаборатории испытаны фторидный и ацетатный методы вьщеления. Получены первые препараты нептуния и плутония на лантане. Препараты легко промеряются на электрометре и обычном электроскопе. Плутония пока еще мало — 28 а-частиц в минугу. Сейчас на циклотроне идет его накопление. Полученные препараты позволяют начать некоторые опыты по химии плутония и нептуния. [c.420]

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]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...