Коэффициент воспроизводства топлива

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]

Коэффициент воспроизводства топлива есть отношение веса полученного плутония 239 к весу сгоревшего урана 235. Коэффициент воспроизводства может быть больше единицы. [c.188]

К недостаткам UO2 как топлива для реакторов на быстрых нейтронах следует отнести значительное влияние присутствующего в диоксиде кислорода на замедление быстрых нейтронов, что приводит к некоторому снижению коэффициента воспроизводства топлива. [c.310]

Применение в активной зоне уран-графитовых твэлов и гелиевого теплоносителя уменьшает паразитный захват нейтронов и позволяет достигать высоких значений коэффициента воспроизводства топлива (КВ = 0,6—0,8). [c.175]

Во всех вышеперечисленных реакторах некоторая часть урана 238 под влиянием нейтронов превращается в новое горю чее — плутоний 239. Отношение полученных атомов плутония к числу израсходованных атомов урана 235 называется коэффициентом воспроизводства топлива. Чем выше коэффициент воспроизводства, тем выгоднее работа реактора. [c.432]

Высота активной зоны, м Коэффициент воспроизводства КВ Обогащение топлива в активной зоне, % [c.36]

Каждый радиационный захват нейтрона ядром сырья приводит к образованию ядра топлива, т. е. к акту воспроизводства. Интенсивность этого процесса определяется коэффициентом воспроизводства (КВ) [c.570]

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]

Каждый нейтрон, выведенный за пределы внутриреакторного потока, снижает способность реактора поддерживать цепную реакцию. Чтобы в реакторе БН происходило расширенное воспроизводство ядерного топлива, необходимо получить достаточное число нейтронов в расчете на каждое деление. В этом случае будут обеспечены поддержание реакции деления, захват нейтронов в компенсация утечки и захват нейтронов в конструкционных и внутриреакторных материалах. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива, выражающий степень эффективности размножения в данном реакторе, [c.176]

Можно связать темп наработки топлива т как функцию параметра Цв, называемого избыточным коэффициентом воспроизводства [c.178]

Запас ядерного топлива в системе реактора и установке регенерации, кг. . Коэффициент воспроизводства. ... Производство ядерного топлива, %/год Время удвоения топлива, лет. ... [c.183]

В 1973 г. первой в мире введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Эта АЭС используется для трех целей часть тепла идет на опреснительную установку производительностью 120 тыс. м дистиллята в сутки, вторая часть тепла электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии, и, кроме того, АЭС воспроизводит ядерное топливо. Коэффициент воспроизводства равен 1,35. [c.189]

Авторы данного исследования также не пришли к определенному мнению по этому вопросу, поскольку оценки будущей стоимости имеют весьма разноречивый характер. Вероятно, развитие технологии переработки отработавшего в реакторе LWR топлива только с экономической точки зрения не оправдано. Однако, если в какой-либо стране принимается решение о необходимости развивать переработку радиоактивных отходов или подготовку к программе создания реакторов БН, переработка отработавшего на тепловых реакторах топлива может дать большой экономический эффект. Если будущее усовершенствование реакторов LWR приведет к росту коэффициента воспроизводства плутония и глубины выгорания урана, экономическая привлекательность такого замкнутого топливного цикла с реакторами на тепловых нейтронах значительно увеличится. [c.102]

Время удвоения ядерного горючего в быстрых реакторах определяется удельной теплонапряженностью, удельной загрузкой топлива и коэффициентом воспроизводства КВ. Физические характеристики быстрых реакторов могут быть улучшены за счет повышения тепло-напряженности активной зоны и увеличения удельной концентрации ядерного горючего. [c.13]

Ядерное топливо, заложенное в реактор, не может быть использовано полностью. Коэффициент использования ядерного топлива в настоящее время очень низок. На 1 т ядерного топлива, заложенного в реактор, до замены отработавшего урана новым выгорает всего около 3 кг урана. Возможен процесс воспроизводства топлива. Уран 235, сгорая, производит из урана 238 плутоний 239, который может быть использован в качестве ядерного горючего (природный уран состоит из 99,3% урана 238 и 0,7% урана 235). [c.188]

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]

По данным ядерно-физических расчетов или анализов отработавшего топлива известны содержание ( 5 , 9 4 ) делящихся нуклидов 2 Pu и 2 Ри) в отработавшем (выгруженном из реактора) топливе, а также инт альный коэффициент воспроизводства вторичного топлива (КВ), т. е. возникновения из делящихся на тепловых нейтронах изотопов плутония (2з Pu и 2 Ри) . Пользуясь приведенными в 4.4 соотношениями, покажем примерный порядок расчета. [c.100]

Чем выше значение удельной энергии, тем лучше реактор, тем меньше сжигается заложенного в активную зону делящегося ядерного топлива, при этом количество сожженного топлива характеризует режим эксплуатации реактора, коэффициент воспроизводства плутония, правильность выбранной и используемой системы компенсации реактивности. В современных реакторах запас реактивно- [c.134]

Важнейшие особенности использования ядерного топлива, присущие всем РБН, —высокая объемная плотность мощности (кВт/л) энерговыделения в активной зоне и высокая средняя тепловая мощность единицы массы топлива (массовая энергонапряженность топлива) (кВт/кг), превосходящие в 5—10 раз и более подобные показатели у РТН. Известно (см. 4.4), что средняя массовая энергонапряженность топлива определяет требуемую дорогостоящую топливную загрузку активной зоны реактора. А чтобы максимально снизить эту загрузку, РБН необходимо проектировать для работы при высоких объемных плотностях энерговыделения в активной зоне. Объемная плотность энерговыделения и удельная топливная загрузка (кг/кВт) непосредственно влияют на коэффициент воспроизводства, на время удвоения топлива и на другие основные экономические показатели РБН. [c.330]

Темпы строительства и ввода в эксплуатацию мощностей АЭС с реакторами на быстрых нейтронах по возможностям обеспечения их плутониевым топливом зависят от темпа (скорости) наработки плутония, который определяется временем удвоения топлива. Время удвоения зависит от двух параметров избыточного коэффициента воспроизводства (ИКВ = КВ—1) и времени внешнего топливного цикла Гвн, которое должно быть по возможности малым. [c.467]

Воспроизводство топлива. Не менее важным процессом, происходящим на сырьевых ядрах, является воспроизводство топлива при радиационном захвате нейтронов [см. книгу 1, формула (6.344)]. Для количественной характеристики процесса образования новых делящихся ядер вводят понятие коэффициента воспроизводства (КВ). Строго говоря, КВ относится к случаю, когда загружаемый и получаемый делящиеся нуклиды одинаковы (например, Ри—Когда загружается один делящийся нуклид, а образуется [c.134]

Пространство в баке между трубами каландра заполнено тяжелой водой с близким к атмосферному давлением. Температуру замедлителя (тяжелой воды) в баке-каландре поддерживают на уровне 70 °С. Давление в баке невелико, тонкостенные трубы каландра, изготовленные из алюминиевого сплава, слабо поглощают тепловые нейтроны что наряду с другими факторами положительно сказывается на балансе нейтронов и позволяет получить относительно высокое значение коэффициента воспроизводства, приближающееся к 0,9. Давление теплоносителя несут рабочие каналы. Для сведения к разумному минимуму перетечек теплоты теплоносителя к замедлителю, зазор между трубой каландра и трубой рабочего канала заполняют газом. Рост температуры замедлителя обусловлен в основном внутренним тепловыделением в его объеме вследствие замедления нейтронов и поглощения энергии у-квантов. Тепловыделение достигает 6—7 % тепловой мощности реактора. Теплоотвод от замедлителя осуществляется автономным контуром охлаждения. В качестве топлива используется диоксид урана природного обогащения (0,714 % по изотопу [c.180]

Одним из важнейших параметров, получаемых из расчетов выгорания топлива, является коэффициент воспроизводства, или коэффициент конверсии, и его поведение во времени. Этот коэффициент определяется как число ядер делящихся изотопов, образующихся в реакторе в данный момент времени в результате захвата нейтронов ядрами сырьевых изотопов, отнесенное к числу ядер делящихся изотопов, выгорающих в результате различных процессов, а также распадающихся в тот же момент времени. Такое отношение обычно называют коэффициентом конверсии, если оно меньше единицы, и коэффициентом воспроизводства, если оно больше единицы. [c.449]

Рассмотрим для примера быстрый реактор-размножитель со смесью плутония и обогащенного урана в качестве топлива. В этом случае изотопы уран-235, плутоний-239 и плутоний-241 следует отнести к делящимся изотопам, а изотопы уран-238 и плутоний-240 — к воспроизводящим. Коэффициент воспроизводства КВ такого реактора может быть определен как [c.450]

Представленное определение коэффициента воспроизводства (или коэффициента конверсии) носит довольно произвольный характер, и при изучении экономики топливных циклов желательно знать действительные концентрации делящихся изотопов в отработавшем реакторном топливе. Тем не менее коэффициент воспроизводства (или конверсии), определенный вышеуказанным способом, является удобным параметром для описания изменений содержания делящихся изотопов в ядерном реакторе. [c.450]

Введем коэффициент воспроизводства С, равный отношению числа ядер созданного топлива к числу ядер затраченного топлива [c.298]

Важность использования сырья, способного к воспроизводству ядерного топлива. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах, в которых в качестве топлива чаще всего используется изотоп урана коэффициент воспроизводства С меньше единицы. Одна тонна природного урана при использовании в реакторе только изотопа дает столько энергии, сколько ее можно получить при сгорании 20 ООО т угля или около 13 300 т нефти. Разведанные и разрабатываемые мировые запасы нефти и угля оцениваются при- [c.302]

Отсюда следует, что при сжигании природного изотопа — первичного топлива — возникает вторичное топливо искусственного происхождения, которое может использоваться в ядерных реакторах, т. е. происходит воспроизводство ядерного топлива. Отношение количества вновь возникших ядер вторичного топлива к количеству разделившихся ядер первичного, называемое коэффициентом воспроизводства ядерного топлива, лежит в щ)еделах от 0.9 до 1.4 и зависит от условий протекания ядерных реакций. [c.522]

Основные тенденции в усовершенствовании ядерных реакторов АЭС заключаются в увеличении единичных мощностей, знергонапряженности топлива, повышении к. п. д. и коэффициента воспроизводства. Наиболее полно этому удовлетворяют новые типы ядерных реакторов с гелиевым охладителем— высокотемпературный реактор на тепловых нейтронах (ВГР) ч реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БГР) [1]. [c.3]

При одноразовом прохождении активной зоны количеств делящихся тяжелых ядер должно поддерживаться в равновесном режиме постоянным. При увеличении обогащения подпи-точного свежего топлива до 8—10% уменьшается количество-ядер или Th в активной зоне, что приводит к меньшему количеству делящихся ядер во всем объеме активной зоны Это вызывает сокращение кампании твэлов и увеличение темпа их замены. При увеличении скорости продвижения уменьшаете количество воспроизведенных новых делящихся ядер, т. е. уменьшается коэффициент воспроизводства, и неравномерность тепловыделения по высоте активной зоны увеличивается. При росте неравномерности тепловыделения падает средняя объемная теплонапряженность активной зоны. [c.19]

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]

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]

Реакторы на быстрых нейтронах. Примером реакторов этого типа являются бридерные реакторы, в которых атомные ядра сжигаемого ядерного топлива в процессе цепного процесса превращаются снова в ядра делящихся изотопов, при этом количество воспроизводимого топлива превосходит количество сжигаемого (коэффициент воспроизводства больше единицы). [c.318]

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором воднографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт. [c.196]

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]

Третье поколение газоохлаждаемых реакторов — высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы на тепловых нейтронах (ВГР, в зарубежной литературе HTGR, HTR, THTR) характеризуется использованием топлива в виде микрочастиц карбидов или окислов с покрытием пиролитическим углеродом и карбидом кремния графита в качестве замедлителя и конструкционного материала активной зоны инертного теплоносителя. Отсутствие в активной зоне материалов, значительно поглощающих нейтроны, высокая допустимая температура топлива и графита и конструкция тепловыделяющих элементов обеспечивают достижение высоких значений коэффициента воспроизводства, удельной мощности топлива и объема активной зоны, глубины выгорания и температуры теплоносителя. [c.156]

В 4.3 приведена расчетная оценка вклада делящихся изотопов плутония (23 Pu и 2 Фи) в суммарную энерговыработку ядерного реактора ВВЭР-1000, составившая более 33%- Этот про <гесс имеет место и в других реакторах на тепловых нейтронах. Вклад плутония в деление и в энерговыработку тем больше, чем выше коэффициент воспроизводства (КВ) плутония и чем больше средняя глубина выгорания топлива. [c.130]

Воспроизводство делящихся нуклидов в ядериом реакторе характеризуется коэффициентом воспроизводства (КВ), который определяется как отношение количества вновь образующихся делящихся нуклидов к количеству разделившихся. В процессе выгорания ядерного топлива значение КВ меняется, поэтому различают дифференциальный и интегральный КВ. Дифференциальный КВ—это отношение скорости образования делящихся нуклидов к скорости их убыли за определенный момент времени. Интегральный КВ — усредненный за определенный отрезок времени (например, за период эффективной кампании топлива) коэффициент воспроизводства делящихся нуклидов, учитывающий все сопровождающие этот процесс ядерные реакции, включая де- [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]

Наибольший эффект (до 127о) может быть получен при применении металлического топлива в тяжеловодных реакторах и в реакторах на быстрых нейтронах, где можно ожидать увеличения коэффициента воспроизводства ориентировочно на 0,15—0,20 за счет меньшего смягчения спектра нейтронов и большей плотности топлива. [c.316]

В РБН ядрами захватывается больше нейтронов, чем в РТН. Отношение суммарных сечений захвата к сечениям деления для РБН в 20—30 раз выше, чем для РТН. Следствием этого, а также и лучшего баланса нейтронов в РБН является более высокий коэффициент воспроизводства (КВ) плутония, обеспечивающий расширенное воспроизводство ядерного топлива. Большое влияние на увеличение КВ оказывает структура размещения деля щихся и врспроизводящих нуклидов (в твэлах, ТВС и в целом в активной зоне). Разрабатываются различные концепции оптимальных активных зон, в том числе гетерогенных зон и т. п., позволяющих получить КВ больше 1,5. [c.330]

В реакторах с водяным и графитовым замедлителями коэффи циент воспроизводства сравнительно мал. В специальных реакторах на быстрых нейтронах (фиг. 118) с воспроизводством горючего коэффициент вопроизводства топлива близок к единице (такие схемы весьма перспективны). [c.432]

Тепловые реакторы разных типов, вероятно, найдут применение в более отдаленной перспективе, оказываясь предпочтительными в некоторых секторах энергопроизводства малые и средние атомные станции для удовлетворения локальных нужд в тепле и электричестве удаленных районов, куда проведение линий электропередачи и доставка топлива затруднены и дороги, или технологических потребностей в высокотемператзфном тепле. Для этого тепловые реакторы должны будут в дальнейшем перейти на топливный уран-ториевый цикл с коэффициентом воспроизводства 0,8-1 с покрытием дефицита в 11-233 бридерами. [c.383]

Одним из основных мотивов применения в первых быстрых реакторах легкого и теплопроводного натриевого теплоносителя служила его способность отводить высокие тепловые потоки от топлива при увеличении энерговыработки топлива и коэффициента воспроизводства. В послевоенные десятилетия темпы роста производства электроэнергии достигали 6-7% в год (в СССР до 12% в год), и высокое воспроизводство рассматривалось в качестве важного критерия при разработке быстрого реактора. [c.384]

Для характеристики воспроизводства топлива внутри активной зоны вводится коэффициент внутреннего воспроизводства (К. внутр. воспр.), а в оболочке активной зоны — коэффициент внешнего воспроизводства (К. внешн. воспр.). Имеем [c.306]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...