Топливо для реакторов УТС

Главной особенностью энергетических реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только теплову ю и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить ядерное топливо. Реактор на быстрых нейтронах позволяет достаточно полно использовать запасы ядерной энергии, содержащейся в естественном уране. АЭС с реакторами на быстрых нейтронах могут сочетаться с реакторами на тепловых нейтронах, поскольку последние нарабатывают плутоний-239, необходимый для реакторов на быстрых нейтронах. [c.188]

Si . В этом и других случаях топливные частицы могут быть изготовлены таким образом, что будут удовлетворять всем основным требованиям, предъявляемым к топливу реакторов различных типов. [c.130]

Определим годовую потребность Gx, т, в ядерном топливе реактора ВВЭР при следующих условиях JVt=3000 МВт Ф=0,8 В=40 000 МВт-сут/т [c.99]

Почему нужна химическая переработка отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронах Одно из основных отличий сжигания ядерного топлива в реакторах от сжигания органического топлива в топках котлов состоит в том, что делению подвергается только небольшая часть —всего несколько процентов загруженного в активную зону обогащенного ядерного топлива. Например, в реакторе ВВЭР-1000 делится 4,2%, ВВЭР-440 3%, БН-600 — примерно до 10% тяжелых ядер. Но 124 [c.124]

Освоение производства уран-плутониевого топлива и технологии переработки отработавшего топлива реакторов на быстрых нейтронах проводится в указанных странах в лабораториях и в специальных опытных производствах в относительно небольших масштабах. [c.143]

УРАН-ПЛУТОНИЕВОЕ ТОПЛИВО РЕАКТОРОВ-РАЗМНОЖИТЕЛЕЙ [c.329]

Таблица 10.2. Характеристика загружаемого и отработавшего топлива реакторов PWR и BWR электрической мощностью 1000 МВт

Рис. 10.5. Железнодорожный вагон-контейнер (тип 6) для перевозки от АЭС на перерабатывающий радиохимический завод (или в промежуточные хранилища) отработавшего топлива реакторов ВВЭР-440

Таким образом, переработку отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронах АЭС в будущем следует рассматривать не как возможный источник дохода и прибыли (за счет извлечения и продажи делящихся материалов), а, скорее, как необходимый производственный процесс, обеспечивающий обезвреживание и удаление радиоактивных отходов, а также сохранение и увеличение сырьевых ресурсов за счет использования невыгоревшего урана и образующегося при облучении топлива плутония. [c.369]

Таблица 2.14. Интегральные удельные радиационные характеристики облученного топлива реактора

Облученное топливо реактора ВВЭР-1000, радиационные характеристики интегральные удельные, кн. 3, табл. 2.14 [c.620]

Предложение отказаться от чистого плутония говорит о намерении разработать быстрый реактор с ядерным топливом равновесного состава без выделения чистого плутония при переработке облученного топлива. Это не может касаться ни утилизации в ядерной энергетике оружейного плутония, ни переработки в будущем на заводах ядерных стран или технологических центров под международной юрисдикцией облученного топлива легководных реакторов с выделением плутония и изготовлением из него части топлива реакторов на быстрых нейтронах. [c.386]

ЗАДАЧИ ОБ ИЗМЕНЕНИИ ИЗОТОПНОГО СОСТАВА ТОПЛИВА РЕАКТОРА [c.442]

Другой аспект динамики ядерных реакторов связан с долговременными изменениями в изотопном составе топлива реактора, обусловленными воздействиями потока нейтронов на топливо. Эти изменения, пространственные и временные, оказывают существенное влияние на параметры реактора и его экономику. Кроме того, они важны для оценки устойчивости реактора и для создания системы управления реактором. Следовательно, изменения изотопного состава топлива должны быть учтены при проектировании реактора. Термин задачи о выгорании обычно используется при математической обработке изменений изотопного состава и их воздействий на характеристики реактора. В настоящем разделе рассмотрены две задачи о выгорании задача об изменении изотопного состава топлива и задача о выгорающих поглотителях. [c.442]

В отходах обедненного топлива реакторов деления будет примерно 0,5 % плутония от общего количества плутония это пот- [c.115]

Между тем металлы, которыми располагает современное машиностроение, позволяют перегревать пар до 550— 600 С. Это дает возможность уменьшить потери эксергии при передаче теплоты от продуктов сгорания к рабочему телу и тем самым существенно увеличить эффективность цикла. Кроме того, перегрев пара уменьшает потери на трение при его течении в проточной части турбины. Все без исключения тепловые электрические станции на органическом топливе работают сейчас на перегретом паре, а иногда пар на станции перегревают дважды и даже трижды. Перегрев пара все шире применяется и на атомных электростанциях, особенно в реакторах на быстрых нейтронах. [c.63]

К настоящему времени появились и другие типы реакторов. Использование, например. реакторов-размножителей на быстрых нейтронах позволяет воспроизводить ядерное горючее на 25—40 % больше затраченного топлива. При этом из находящегося [c.190]

Повышение ядерной безопасности реактора из-за невозможности расплавления керамических материалов и образования в активной зоне вторичной критической массы, отрицательного температурного коэффициента реактивности топлива я невозможности хрупкого разрушения корпусов из предварительно [c.3]

Ядерная плотность окисного топлива по сравненикг с платностью карбидного и нитридного существенно ниже, а количество легких ядер кислорода, приходящихся на одно тяжелое ядро, равно двум, что является крайне неблагоприятным фактором для топлива реактора-размножителя. Таким образом, окислы урана или сплава уран-плутонии не отвечают всем тре- [c.9]

Завод в Вест-Валли вышел из строя из-за механических поломок. Надо отметить, что во время строительства этого завода еще не было опыта переработки отработавшего топлива энергетических реакторов и нельзя было предвидеть некоторые из вышеперечисленных проблем. С другой стороны, этот завод на 60 % был загружен переработкой отработавшего топлива реакторов, используемых для военных [c.196]

Это воспроизводство топлива реакторами-размножителями будет продолжаться до тех пор, пока в будущем на Земле не израсходуется весь запас природного урана. А что будет дальше Где достать новое сырьевое топли- [c.88]

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]

На рис. 5.10 приведена зависимость изменения нуклидного состава в урановом топливе реактора PWR, имеющем начальное обогащение 3,44 %, от флюенса нейтронов. [c.130]

Из таблицы видно, что удельный расход на единицу производимой энергии у обогащенного урана тем ниже, чем выше средняя глубина выгорания, тем самым и производственных мощностей по изготовлению свежего, топлива, транспортированию и переработке отработавшего ядерного топлива потребуется соответственно меньше, чем при низкой глубине выгорания. Увеличивается лишь разделительная работа Лерр, поскольку возрастает обогащение урана. Что касается некоторого увеличения расхода природного урана на 1 кВт-ч, то положение становится иным, если учесть рецикл урана, извлеченного из отработавшего топлива при его химической переработке. Для топлива реактора ВВЭР с В=40-10 МВт-сут/т регенерированный уран будет содержать 1,2% В переводе на природный уран при рецикле это будет означать (с учетом потерь) снижение расхода пр ирод-ного урана на 20—24%. Таким образом, при увеличении В расход природного урана в системе ядерного топливоснабжения не увеличивается, а уменьшается. [c.134]

Таблица 5.8. Изменение нуклндного состава топлива реактора ВВЭР-440 по мере его выгорания и относительной средней удельной энергии

Произиодство плутониевого топлива для быстрых реакторов на начальном этапе развития ядерной энергетики н значительной мере будет базироваться на плутонии, полученном при переработке отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронах. Нуклидный состав этого рециклованного топлива непостоя- [c.143]

Еще большую суммарную радиоактивность имеет уран-плу-тониевое топливо реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, выгружаемое из активных зон после глубокого выгорания (100 000 МВт-сут/т и более). [c.341]

Летучие и газообразные продукты деления (иод, цезий, тритий, ксенон и криптон) в отработавшем топливе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах составляют - 24% общего количества продуктов деления, редкоземельные элементы 25 %. Летучие и газообразные продукты деления выделяются из твэлор на первых стадиях химической переработки — при разделке и растворении. Их полное обезвреживание представляет собой одну из самых сложных инженерных задач ядерной энергетики. Оно требует применения сложных и дорогостоящих методов их улавливания, концентрирования и безопасного удаления или захоронения, особенно таких долгоживущих радиоактивных элементов, как и 231 и Кг, а также образующегося и накапли- [c.343]

Разновидностью контейнеров фирмы Транснуклеар являются контейнеры типа TN-12, рассчитанные на перевозки отработавшего ядерного топлива реактора LWR с малым временем выдержки (6—18 мес) и высокой мощностью тепловыделения 93— 354 [c.354]

Для отработавшего топлива реакторов ка тепловых нейтронах LWR (США), ВВЭР и РБМК (СССР) установлено оптимальное время выдержки в бассейнах с водой на АЭС 3—5 лет. Для реак торов-размножителей на быстрых нейтронах нормативное время пребывания ТВС в бассейнах выдержки на АЭС пока не установлено. Для получения малого времени удвоения топлива это время должно быть минимальным (не более 1 года). [c.356]

Существенно новым подходом в проекте РХЗ является требование, чтобы поступающее на переработку топливо реакторов LWR выдерживалось не менее 7 лет после его выгрузки из реактора. За это время удельная активность и тепловыделение снизятся в 5 раз по сравнению с активностью и тепловыделением при одногодичной выдержке. [c.370]

На заводе планируется остекловывать / высокоактивные отходы сразу же после переработки топлива, высокоактивные отходы от 1 т переработанного топлива реактора LWR превращаются в стекловидную массу объемом около 60 л. Стоимость установки остекловывания на 545 м /год составит 8—12% всех затрат на завод по переработке. Контейнеры с остеклованными отходами будут храниться под водой не менее 5 лет, а затем направляться на постоянное хранение. Проектом предусмотрено резервное хранилище небольшой вместимости для жидких высокоактивных отходов. Отходы средней и низкой активности будут подвергаться упариванию с последующим битумированием. [c.372]

Важнейшими показателями технического совершенства технологии химической переработки и очистки отработавшего топлива являются безвозвратные потери и конечная чистота регенерированных урана и плутония после их аффинажа. В исследованиях французских ученых и технологических разработках по усовершенствованию пьюрекс-процесса для заводов на мысе Аг применительно к топливу реактора LWR (с глубиной выгорания 25 000— 30 000 МВт-сут/т) на основе слабообогащенного (до 4 /о) диоксида урана ставилась цель достичь следующих нормативных значений допустимых безвозвратных потерь урана — 0,20 /о, плутония—0,25%. Содержание плутония в регенерированном уране — 10 мкг/кг активность -излучателей — не более удвоенной активности природного урана, а для плутония общая р+ тивность— не более 50 мКи/кг [ 2-10 расп./(с-кг)]. Содержание металлических примесей 0,57о- [c.372]

Во Франции, СССР, ЧССР, Японии ведутся исследования и разработки газофторидной технологии переработки отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах. Привлекательными сторонами этого ( сухого ) метода химической переработки являются отсутствие жидких радиоактивных отходов (РАО), относительно малые объемы твердых РАО, не требующих специального концентрирования и отверждения, как это имеет место в водной (осадительной или экстракционной) технологии. Кроме того, газообразные РАО, в том числе водорастворимые (тритий, иод), могут полностью улавливаться и концентрироваться на адсорберах и фильтрах в процессе подготовки (разделки) ТВС и твэлов к фторированию. Отсутствие водных растворов (замедлители нейтронов) позволяет оперировать с большей массой и концентрацией плутония. Все процессы газофторидной технологии можно вести и тонко регулировать на основе дистанционного управления и автоматизации. [c.385]

В здании реакторного отделения размещают собственно реакторную установку (реактор и его вспомогательные системы, парогенераторы, циркуляционные насосы, компенсатор давления, гидроаккумуляторы и др.), а также обслуживающие их системы. К последним прежде всего относятся системы перегрузки топлива реактора и его кратковременного хранения системы выгрузки внутри-корпусных устройств для их освидетельствования и возможного ремонта системы поддержания нормальных термовлажностных условий в помещениях расположения оборудования оборудование и системы контроля и управления установкой во время нормальной работы и при ремонте. [c.493]

Теперь положение изменилась. Темпы роста энергетики снизились (утроение производства электричества за 50 с небольшим лет соответствует средним темпам 2% в год), накапливается большое количество Ри, так что коротких времен воспроизводства плутония не требуется. Значительный рост ядерных мощностей вполне может быть осуществлен быстрыми реакторами с 1 и умеренной энергонапряженностью. 15000-20000 тонн плутония и 15000-20000 тонн урана-235 в отработавшем топливе реакторов первого этапа позволят ввести быстрые реакторы мощностью 4000 ГВт, использующие плутоний в смеси со слабообогащенным (1 %) ураном (дообогащенный регенерат топлива тепловых реакторов). По мере стабршизации ядерной энергетики эти реакторы перейдут в цикл уран-плутоний. [c.384]

Через корпус реактора, т, е, через (ассеты твэлов, насосами прогоняется теплоноситель (вода), который нагревается за счет т плоты, выделяющейся в результате реакции деления ядерного топлива. [c.189]

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]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...