Реакторы на медленный нейтронах

Ядерный реактор. Первыми ядерными реакторами были реакторы на медленных нейтронах (рис. 317). Большинство нейтро- [c.331]

Нейтронные ширины пропорциональны скорости v нейтронов Гп Vn. Поэтому у всех ядер существует область столь малых скоростей нейтронов, что Гп Г , т. е. область энергий, в которой захват нейтрона более вероятен, чем упругое рассеяние. При А > > 100 это условие выполняется вплоть до сотен килоэлектронвольт. Как мы увидим ниже в гл. XI, именно малость нейтронных ширин обеспечивает работу реакторов на медленных нейтронах с энергиями порядка 0,025 эВ. [c.140]

Природный уран, на 99,28% состоящий из урана-238, содержит лишь 0,714% урана-235, активно делящегося медленными (тепловыми) нейтронами и, следовательно, пригодного для использования в качестве ядерного горючего. Такое содержание урана-235 оказывается достаточным для работы атомных реакторов на медленных нейтронах, но необходимое при этом общее [c.161]

Поперечное сечение захвата тепловых нейтронов у молибдена сравнительно низкое. Его величина несколько ниже, чем у нержавеющей стали, и это ускорило применение молибдена в ядерной энергетике для реакторов на медленных нейтронах и для 6o. iee новых реакторов на быстрых нейтронах. [c.408]

В настоящее время при проектировании крупных ядерных электростанций предпочтение отдается канальному уран-графи-товому реактору на медленных нейтронах и реактору на быстрых нейтронах. В США и Канаде рассматривается возможность применения реакторов с органическими теплоносителями. [c.199]

Наибольшее распространение получили реакторы на тепловых (медленных) нейтронах, они могут работать на естественном уране и производить новое ядерное горючее. Поэтому такие реакторы часто являются производящими, предназначенными для производства горючего, например плутония, из естественного урана. Реакторы на медленных нейтронах могут быть и энергетическими. Реакторы на быстрых нейтронах, естественно, не содержат замедлителя, они более компактны, меньше весят. Эти реакторы могут быть или энергетическими, или энергетическими с одновременным воспроизводством горючего. [c.99]

Весьма перспективным считается реактор на медленных нейтронах с тяжелой водой в качестве замедлителя. Тяжелая вода — хороший замедлитель, так как она слабо поглощает нейтроны. Если и другие элементы реактора будут слабо поглощать нейтроны, то реактор сможет работать на сравнительно дешевом естественном уране. [c.178]

Основой будущей энергетики является реактор на быстрых нейтронах. Он существенно от.личается от реактора на медленных нейтронах. В нем уменьшается бесполезный захват нейтронов конструктивными элементами. Поэтому значительную долю нейтронов можно использовать для того, чтобы облучать ядерное сырье, и в первую очередь уран-238, который мало используется и идет в отход в энергетических установках на медленных нейтронах. В результате он будет полностью переработан и использован в энергетических целях. [c.179]

Получить достаточные запасы плутония-239 и урана-233 можно, используя реакторы на медленных нейтронах. Таким образом, можно отметить три этапа в развитии ядерной энергетики. На первом этапе создаются реакторы на медленных нейтронах, могущие давать энергию и новое ядерное горючее. На этом этапе, по данным печати, 1 т урана оказывается эквивалентной 10 тыс. т угля. На втором этапе наряду с реакторами на медленных нейтронах создаются реакторы, работающие на быстрых нейтронах. В этот период 1 т урана уже сможет давать энергию, равную энергии 100 тыс. тп угля. В конце концов преимущественное распространение будут иметь реакторы на быстрых нейтронах. Восстанавливая ядерное горючее и используя в конечном счете не только уран-235, но и весь уран-238, они позволят выделять из каждой тонны урана столько энергии, сколько способен дать 1 млн. т каменного угля. [c.181]

Неизвестно, образуются ли ядра, испускающие запаздывающие нейтроны при делении быстрыми или медленными нейтронами. Конечно, в случае реактора на быстрых нейтронах поддерживать меньшим р более существенно, чем для реактора на медленных нейтронах. [c.274]

Энергия деления ядер урана очень велика при делении 1 кг урана-235 выделяется энергия, эквивалентная 20 млн. кет ч, т. е. примерно в два с половиной миллиона раз больше, чем при сжигании 1 кг органического (условного) топлива. Эта энергия проявляется в форме теплоты, развиваемой в массе урана. В реакторе на медленных нейтронах за счет деления ядер урана-238 первоначальными быстрыми нейтронами выделяется лишь около 3% всего тепла. [c.377]

Реактором называется устройство, в котором поддерживается управляемая цепная реакция деления. R соответствии с типом цепной реакции различают реакторы на медленных, промежуточных и быстрых нейтронах. [c.578]

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]

В большинстве случаев в ядерных реакторах, работающих на медленных нейтронах, применяют природный уран, поскольку обогащение урана для повышения в нем содержания увеличивает его стоимость. При работе на быстрых нейтронах возможно пользоваться реакторами-размножителями, в которых количество вновь образующегося делящегося материала при протекании цепной реакции превосходит количество первоначально загруженного. [c.465]

На рис. 36-1 показана принципиальная схема ядерного реактора работающего на медленных нейтронах. Стержни 1 из расщепляющегося вещества (ядерного топлива) окружены для уменьшения скорости движения нейтронов замедлителем 2. В качестве замедлителя применяют природную или тяжелую воду для этой цели могут быть использованы легкие металлы (бериллий), графит, углеводороды. [c.465]

Рис. 36-1. Принципиальная схема ядерного реактора, работающего на медленных нейтронах

На рис. 36-2 показана принципиальная тепловая схема Белоярской атомной электрической станции СССР. Мощность первой очереди этой атомной электрической станции, вырабатываемая турбогенератором ВК-100-90, составляет 100 Мет. Реакторы на станции работают на медленных нейтронах с графитовым замедлителем. Они являются дальнейшим развитием реакторов, установленных на первой отечественной атомной станции. Тепловыделяющие элементы у этих станций однотипны, но длина их на рассматриваемой станции составляет 6 м вместо 1,7 м на первой из них. [c.467]

В СССР сооружается значительное число АЭС с реакторами, работающими на медленных нейтронах. [c.467]

Охватывая обширный круг проблем деления тяжелых атомных ядер, диффузии и замедления нейтронов, переноса тепла из активной зоны реакторов и т. д., исследования в области физики реакторов, начатые с первыми реакторами на медленных (тепловых) нейтронах, затем были развиты применительно к реакторам на промежуточных и быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного топлива. Для проведения этих исследований и решения [c.153]

Реактор Обнинской станции тепловой мощностью 30 тыс. кет относится к группе реакторов на медленных (тепловых) нейтронах с замедлителем из графита и с водяным охлаждением. [c.175]

Особо существенной для развития новых направлений реакторостроения является разработка промышленных образцов реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного топлива. В этих реакторах (в результате захвата части нейтронов деления ураном-238) на каждый килограмм сгоревшего плутония можно получать до полутора и более килограммов вновь образующегося плутония. В реакторах этого типа происходит полное использование урана-235, вовлечение в топливный цикл урана-238 и тория. Практически это означает увеличение ресурсов ядерного топлива более чем в 20 раз по сравнению с использованием обычного цикла сгорания топлива в реакторах на медленных (тепловых) нейтронах [c.179]

Ртуть использовалась в качестве теплоносителя для реакторов на быстрых нейтронах в СССР (реактор БР-2) и в США (г. Лос-Ала-мос). Она обладает хорошей термической стойкостью и низкой упругостью паров. Однако большое сечение захвата тепловых нейтронов исключает использование ртути в качестве теплопередающей среды для атомных энергетических реакторов, работающих на медленных нейтронах. Кроме того, при использовании ртути в качестве теплоносителя следует принимать меры для защиты от ее ядовитых паров. [c.178]

Возможность использования ядерного топлива, в основном в качестве источника теплоты связана с образованием цепной реакции деления вещества и вьщелением при этом огромного количества энергии. Самоподдерживающаяся и регулируемая цепная реакция деления ядер урана обеспечивается в ядерном реакторе. Ввиду эффективности деления ядер урана и при бомбардировке их медленными тепловыми нейтронами пока преобладают реакторы на медленных тепловых нейтронах. В качестве [c.113]

Несколько слов необходимо сказать о классификации реакторов, которая производится по различным признакам. Реакторы, в которых топливо и замедлитель образуют однородную массу, называют гомогенными например, топливо и замедлитель могут быть оба твердыми. Если топливо твердое и окружено жидким замедлителем, такой реактор называют гетерогенным. Реакторы могут также классифицироваться по скорости нейтронов (реакторы на быстрых или на медленных нейтронах) и т. д. [c.425]

Устройства, позволяющие использовать подобным образом энергию деления ядер урана, называют ядерными реакторами. Пока преобладают реакторы на медленных тепловых нейтронах имеются экспериментальные реакторы и электростанции (Энрико Ферми) на быстрых нейтронах. При делении ядра высвобождается энергия, 83% которой приходится на осколки деления, 6% — на нейтроны и гамма-лучи и 11 % — на другие виды излучения и продукты деления. [c.376]

В большинстве случаев в ядерных реакторах, действующих на медленных нейтронах, применяют природный уран. Обогащение урана для повышения в нем содержания увеличивает стоимость его во много раз. При обогащенном уране цепная реакция развивается быстрее и в этом случае возможно сооружение реакторов-размножителей, у которых количество вновь образующегося делящегося материала больше первоначально загруженного количества. [c.588]

На рис. 36-2 показана принципиальная тепловая схема одной из атомных электрических станций СССР. Мощность этой атомной электрической станции составляет 400 Мет, которая получается от четырех турбогенераторов ВК-ЮО. Реакто ры на станции работают на медленных нейтронах с графитовым замедлителем. Они являются дальнейшим развитием реакторов, установленных на первой атомной станции АН СССР. Тепловыделяющие элементы у этих станций однотипны, но на рассматриваемой они имеют длину 6 м вместо 1,7 ж на первой атомной станции. [c.589]

Итак, из физических соображений предложено разделение собственных функций периода реактора на медленно меняющиеся, запаздывающие функции и на быстро спадающие, мгновенные функции. Для простейших приближений теории переноса нейтронов эти функции могут быть легко найдены [c.429]

Ядерный реактор представляет собой систему, в которой протекает управляемая ядерная реакция на замедленных нейтронах. Замедление нейтронов производится по следующим причинам вероятность захвата активным веществом медленных нейтронов больше, чем быстрых реакция на замедленных нейтронах развивается не так стремительно, как на быстрых, и ею легче управлять реактор на замедленных нейтронах проще в управлении и не так взрывоопасен. [c.353]

В последние двадцать лет началось практическое использование новых энергетических ресурсов, а именно энергии, освобождаемой при превращениях атомных ядер. Сейчас за счет ядерных ресурсов покрывается менее 1% мирового потребления энергии (в США— около 2%). Однако целесообразность и преимущества этого нового источника энергии настолько очевидны, что позволяют с уверенностью предсказать быстрый рост ядерной энергетики при этом будут использованы ядерные реакторы различных типов, в первую очередь на медленных нейтронах, а затем и реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Более отдаленной представляется перспектива использования энергии термоядерного синтеза легких элементов, которая полностью снимает угрозу исчерпания энергетических ресурсов. [c.139]

Потоки нейтронов в современных реакторах имеют порядок 10 нейтрон/см -с при значительном разбросе по обе стороны от этой величины в реакторах разных типов. Нейтронный спектр зависит от типа реактора. В реакторах на медленных нейтронах форма этого спектра близка к максвелловскому распределению по скоростям с максимумом в области около 0,07 эВ и с немаксвелловским хвостом , простирающимся в область высоких энергий примерно до 10 МэВ. Примером может служить изображенный на рис. 9.6 спектр нейтронов советского исследовательского реактора ВВР. В реакторах на быстрых нейтройах энергетическое распределение нейтронов является промежуточным между тепловым спектром (рис. 9.6) и спектром нейтронов деления, изображенным на рис. 9.7. В этом случае из реактора вылетает большое число нейтронов с энергией порядка 1 МэВ. [c.487]

Пока это неосуществимо из-за г4мллл/4--П отсутствия соответствующих достаточно прочных материалов. Однако граница 100°С уже давно превзойдена. Воду в системах охлаждения реакторов заменяют жидкие металлы в одних случаях (реакторы на быстрых нейтронах) — ртуть, в других (реакторы на медленных нейтронах) — натрий или же сплав натрия с калием. Ясно, что в этом случае оба контура системы охлаждения реактора должны быть замкнутыми. Во втором контуре для отвода тепла от жидкого металла может с успехом применяться вода. [c.252]

Интересными свойствами обладает реактор, у которого и замедлитель нейтронов и теплоноситель — обыкновенная вода. Для такого реактора характерно то, что в нем при наличии тесной решетки урановых блоков количество нейтронов возрастает в результате деления ядер урана-238 быстрыми нейтронами. Это позволяет допустить больший резонансный захват нейтронов ураном-238, а значит, получить больше плутония, чем в других реакторах на медленных нейтронах. Именно водо-водяные реакторы и предназначаются в нашей стране для электростанций мощностью 210 тыс. кет. В этих реакторах тепловыделяющие элементы будут состоять из обогащенной до 1,5% окиси урана, заключенной в циркониевую оболочку. [c.178]

С точки зрения расчета защиты реактора представляет интерес сравнить интенсивность потоков излучений, выходящих из активной зоны или отражателя различных типов реакторов. Эта интенсивность зависит от мощности реактора, его конструкции, назначения. Однако можно привести некоторые средние цифры. Так, в уран-графи-товом реакторе плотность потока нейтронов, падающих на защиту, достигает (1ч-2)-10 нейтрон/ (см сек), плотность потока энергии у-квантов 2-10 2 Мэв/ см сек)-, до 95% потока нейтронов составляют медленные и тепловые нейтроны. В водо-водяном реакторе плотность потока нейтронов, как правило, не превышает 1X ХЮ нейтрон/ см --сек), интенсивность потока энергии у-квантов 5-10 з Мэе/(см -сек), причем в спектре нейтронов примерно 50% быстрых и промежуточных. В реакторах на быстрых нейтронах плотность потока нейтронов составляет до 5-10 —1-10 нейтрон/ см -сек), плотность потока энергии у-квантов - 10 3 Мэе/ см --сек). Максимум в спектре нейтронов, падающих на защиту, обычно соответствует нейтронам с энергией 50—100 кэв. Для примера на рис. 9. 1 приведен спектр нейтронов, выходящих из быстрого реактора Ферми с натриевым теплоносителем. Он существенно мягче спектра нейтронов в активной зоне этого реактора и мягче спектра нейтронов деления, подробно описанного в 9. 2. [c.9]

Эксплуатация реакторов-размножителей на быстрых нейтронах сопряжена со значительными трудностями, связанными главным образом с исключительно высокой плотностью энерговыделения и с трудностью регулирования, возникающей в связи с тем, что регулирующие стержни слабо поглощают быстрые нейтроны. Высказывались мнения, что строительство промышленных энергетических установок на быстрых нейтронах вообще нереально. Сейчас, однако, доказано, что энергетика на быстрых нейтронах столь же реальна, как и на медленных. В США с 1962 г. эксплуатировался энергетический реактор на быстрых нейтронах Энрико Ферми с электрической мощностью 60 МВт. В te P первый экспериментальный реактор БР-2 на быстрых нейтронах был создан в 1956 г. в Обнинске. На Шевченковской АЭС с 1972 г. работает энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350. Его тепловая мощность 650 МВт, электрическая — до 120 МВт. Он используется для получения пресной воды из Каспийского моря и вырабатывает до 80000 тонн пресной воды в сутки. В Мелекесе работает реактор на быстрых нейтронах БОР-60 мощностью 60 МВт. На Белоярской АЭС сооружается реактор БН-бОО с электрической мощностью 600 МВт. Ведутся разработки быстрого реактора БН-1690, который в будущем должен стать основой серийных блоков АЭС. За рубежом работают два энергетических реактора на быстрых нейтронах, один в Англии, а другой — во Франции. [c.588]

Возможность получения ядерного топлива в большем количестве, чем его было израсходовано, открывается при применении реакторов-размножителей. В отличие от реакторов на медленных (тепловых) нейтронах, в которых нейтроны имеют энергию 0,025 эВ, в реакторах-размножи- [c.372]

Чтобы произвести цепную реакцию на медленных нейтронах, в активную зону реактора вводят специальные вещества (замедлители), превращающие нейтроны деления в тепловые. В активной зоне реакторов на быстрых нейтронах — так называемых бридерных реакторов — замедлителя нет. Атомная бомба по сути своей также представляет собой неуправляемый реактор на быстрых нейтронах. [c.522]

Остановимся теперь подробнее на том, какое количество нового ядерного горючего образуется из урана-238 в процессе ядерной реакции. В реакторе, работающем на медленных нейтронах, последние расходуются следующим образом. Пусть при делении 10 ядер урана-235 появилось 25 новых нейтронов. В среднем 10 из них идет на поддержание цепной реакции, четыре-пять расходуется на получение плутония и около 10 теряется. Подсчитано, что при сгорании 1 кг урана-235 образуется 0,445 кг плутония. В свою очередь сам плутоний делится под действием нейтронов и, излучая нейтроны, увеличивает количество образовавшегося нового горючего. В итоге совместного реагирования урана-235 и плутония в реакции примет участие 1,8 кг ядерного горючего, что приведет к образованию в конечном счете 0,8 кг плутония. Следовательно, на канедый килограмм урана-235, сгорающего в реакторе, образуется 0,8 кг плутония и столько же выгорает его в ходе реакции. Значит, при этом расходуется 1,6 кг [c.94]

Рис. Б.1. Схема импульсного плазменно-ядерного реактора (ИПЯР) с нейтронным источником на основе Z-пинча. ИН — импульсный источник DT-нейтронов на основе Z-пинча БРБН — бланкет-размножитель быстрых нейтронов БЭМН — бланкет энергетический на медленных нейтронах

Ядерными реакторами атомными котлами) называются устройства, в которых осуществляются управляемые цепные ядерные реакции. Основные элементы ядерного реактора ядерное горючее, замедлитель и отражатель нейтронов, теплоноситель для отвода тепла, образующегося в реакторе, регуляторы скорости развития цепной реакции деления. Различаются реакторы на медленных и на быстрых нейтронах (VI.4.9.2°). Для работы первых обязательно на-личте замедлителя, позволяющего нейтронам скачками преодолевать опасную область энергий, в которой происходит резонансный захват нейтронов (VI.4.9.3°), приводящий к убыли их числа в активной зоне реактора. [c.492]

Р.-р. характеризуется коэфф. воспроизводства Я в — отношением скорости образования делящихся ядер к скорости уничтожения. Для получения необходимо, чтобы на одно поглощение нейтрона ядром приходилось больше двух рождающихся нейтронов (г>2). Из-за поглощения нейтронов в конструкц. материалах и продуктах деления необходимо v> >2,2—2,3 (см. Ядерные цепные реакции). Когда ядро поглощает медленный нейтрон, возникает v=2,0 нейтрона если оно поглощает быстрый нейтрон (500 кэВ), =2,1 нейтрона. Ядра делятся нейтронами с энергией >1,5 МэВ возникшие при этом нейтроны (v 2,5) вносят дополнит, вклад в К . Наиболее перспективными оказались Р.-р. на быстрых нейтронах с уран-плутониевым циклом ЛГв—1,2—1,6. Пока в реакторах на быстрых нейтронах используют в кa- честве горючего но в будущем в них будет сншгаться смесь и 239 Ри. [c.626]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...