Смешанное уран-плутониевое топлив

Важнейшее значение для будущего ядерной энергетики имеет возможность осуществления в большом промышленном масштабе расширенного воспроизводства ядерного топлива в реакторах-размножителях, коэффициент воспроизводства которых существенно превышает единицу. Практическая реализация этого направления в развитии ядерной энергетики будет означать переход на уран-плутониевое топливо, обеспечиваемый соответствующим развитием всего комплекса предприятий замкнутого топливного цикла (химическая регенерация отработавшего топлива, удаление и захоронение радиоактивных отходов, освоение производства смешанного уран-плутониевого топлива). Откроется перспектива переработки в делящийся материал всех запасов обедненного (отвального) урана, а в дальнейшем и запасов тория, а также возможность экономичного использования урана, получаемого из бедных урановых руд, что многократно увеличит располагаемые 92 [c.92]

Себестоимость энергии 444 Сердечник твэла 83 Смешанное уран-плутониевое топливо 91, 137 [c.476]

ТВЭЛы представляют собой длинные трубы, в которые загружается топливо в виде таблеток из оксида урана или смешанного уран-плутониевого [c.858]

Для 3-го издания автором заново написаны гл. 5, 11 и 12. В связи с тем что содержание и структура книги подверглись существенному изменению, из нее исключена гл. 6, входившая в 1-е и 2-е издания. Новыми данными дополнена гл. 1. В гл. 2 изложены основные положения Энергетической программы СССР на длительную перспективу и приведены новые данные по ТЭК страны с учетом решений XXVH съезда КПСС. В гл. 7 включены 7.11 и 7.14 о лазерном методе разделения изотопов урана и внесены некоторые корректировки и уточнения. Внесены изменения и уточнения в гл. 4, в ней 4,4 и 4.5 написаны с участием Б. Батурова. Глава 9 дополнена 9.9 и 9.10, где дается представление 0 особенностях и экономике производства смешанного уран-плутониевого топлива. В гл. 6 заново написан 6.16 о проблемах экономичной добычи урана из морской воды. [c.6]

Воспроизводство ядерного топлива имеет место практически в любом реакторе, спроектированном для производства энергии, в котором наряду с делящимися содержатся сырьевые, воспроизводящие материалы и Если не рассматривать гипотетический случай использования сверхобогащенного ( 90%) уранового топлива для некоторых специальных реакторов (например, высокопоточных исследовательских, материаловедческих реакторов), то во всех ядерных реакторах, применяемых в энергетике, наряду с выработкой энергии будет иметь место частичное, а при создании определенных условий полное и даже расширенное воспроизводство ядерного топлива (изотопов плутония), обладающего Столь же высокой калорийностью, как и Плутоний может быть выделен из отработавшего топлива на заводах химической переработки в чистом виде и использован для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива. [c.91]

Производство смешанного уран-плутониевого топлива существенно отличается от производства уранового топлива. Здесь имеют место и повышенная опасность достижения критичности и возникновения самопроизвольной цепной реакции, сопровождаемой нейтронным излучением, и очень высокая радиационная токсичность плутония при попадании его аэрозолей в организм, и большая радиоактивность исходных топливных материалов. При производстве смешан ного топлива предъявляются более высокие требования к определению химического и нуклидного состава, к точному учету делящихся продуктов на всех операциях и переделах в технологической цепочке, к максимальному сокращению всех потерь. К этому надо добавить высокую стоимость плутония (превосходящую стоимость золота). [c.336]

При химической переработке отработавшего топлива изотопы плутония могут быть извлечены и использованы для изготовления нового уран-плутониевого топлива. В такой смешанный по нуклидному составу вид топлива в процессе выгорания переходит, по существу, все урановое топливо (обогащенный уран), загруженное в реактор. [c.130]

Таблица 5.9. Сравнительная стоимость затрат, отиесевная к 1 кг топлива (обогащенный уран с =3 5%, смешанное уран-плутониевое с =4,5%) при изготовлении ТВС для PWR мощностью 900 МВт (эл.)

Сооружение завода WA-350 предполагается на территории Баварии. Начало строительства— 1986 г., вюд в эксплуатацию— 1993 г. Общая стоимость завода WA-350 оценена (1981 г.) примерно в 5 млрд. марок ФРГ. Проект завод а включает следующие узлы прием и хранение топлива, резка ВС, растворение, осветление раствора центрифугированием оДин цикл совместной экстракции урана и плутония (пять пульсационных колонн), два цикла экстракции в урановой ветви (смесители-отстойники), два цикла в плутониевой ветви (четыре пульсационные колонны) изготовление смешанного оксидного топлива. В урановой ветви предусмотрено межцикловое упаривание. Проектом предусмотрено сооружение небольшого (200 т) хранилища поступающего на завод отработавшего топлива. Имеется в виду доставка на завод отработавшего топлива в сухих контейнерах типа Кастор . Характерной особенностью проекта WA-350 является изготовление на конечном узле завода гомогенного уран-плутонйевого оскидно-го топлива на основе смешивания и совместного соосаждения концентрированных растворов после III цикла экстракции. [c.370]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...