Реакторы на быстрых нейтронах

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]

Жидкие металлы используют в технике в качестве нагревающей среды при термической обработке металлов (РЬ), для охлаждения клапанов двигателей внутреннего сгорания (Na — рис. 102), в качестве теплоносителя в котлах бинарного цикла (Hg—Н2О) и в ядерных реакторах, особенно в реакторах на быстрых нейтронах (Na, К, Na + К, Li, Ga Hg, Sn, Bi, Pb, Pb -f- Bi и др.). [c.142]

Работа ядерной энергетической установки связана с переносом тепла от твэлов к устройствам, воспринимающим тепло. Среда, осуществляющая перенос тепла, называется теплоносителем. В качестве теплоносителя широко применяют обычную воду и двуокись углерода. Большое место в будущем отводится реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Для охлаждения реакторов используют также тяжелую воду, органические теплоносители, а иногда гелий. [c.86]

Реакторы на быстрых нейтронах позволяют более полно использовать природные запасы урана и тория, а не только изотоп [c.319]

Атомная бомба может также рассматриваться как реактор на быстрых нейтронах, но только в таком реакторе протекает неуправляемый цепной процесс деления взрывного типа. В качестве взрывного ядерного вещества в ней используются изотопы Pu или Под действием быстрых нейтронов ядра изотопов [c.319]

Большие работы ведутся по освоению реакторов на быстрых нейтронах. Сооружаются реакторы на промежуточных нейтронах. Одновременно со строительством стационарных АЭС в СССР ведутся работы по созданию передвижных АЭС. [c.323]

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя. [c.387]

До последнего времени АЭС строились с расчетом на использование в качестве ядерного горючего изотопа Однако этот изотоп урана содержится в составе естественной смеси изотопов урана в количестве всего - -0,7%, причем для его выделения нужна весьма сложная и трудоемкая работа. Кроме того, энергозапас всего имеющегося на Земле изотопа примерно равен энергозапасу органического топлива, т. е. сравнительно невелик. Поэтому наиболее перспективными для развития атомной энергетики являются сверхмощные АЭС ( 1 ООО ООО /сет электрической мощности) с реакторами на быстрых нейтронах, в которых можно использовать в качестве горючего (содержащийся в естественном уране в количестве 99,3%) и торий . Особое значение реакторов такого типа, как известно, заключается не только в том, что они могут использовать мало- [c.406]

Из предварительного расчета специалистов следует, что задачу водоснабжения среднего промышленного города можно решить при помощи реактора на быстрых нейтронах с тепловой мощностью 2—2,5 млн. кет, который одновременно позволит вырабатывать около 500 ООО кет электроэнергии и, кроме того, будет перерабатывать в Оценки показывают, что при [c.409]

В настоящее время в СССР работает опытная опреснительная установка производительностью 5000 пресной воды в сутки (на органическом топливе) и строится атомная установка описанного выше типа (реактор на быстрых нейтронах электрической мощностью 350 ООО квг) производительностью 100 ООО воды в сутки. [c.409]

Объем активной зоны варьируется от десятых долей литра в некоторых реакторах на быстрых нейтронах до десятков кубометров в больших тепловых реакторах. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму (например, цилиндр с высотой, примерно равной диаметру, или куб). [c.579]

Активную зону в реакторах на тепловых нейтронах окружают хорошим отражателем. В реакторах на быстрых нейтронах в отражатель часто вводят большие количества не делящихся тепловыми нейтронами, но способных к воспроизводству изотопов или [c.580]

Особенно сложна проблема теплоотвода в реакторах на быстрых нейтронах, где энерговыделение громадно (около 0,5 кВт на см ), а к теплоносителю предъявляется дополнительное требование возможно меньшего замедления нейтронов. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах, как правило, используют наилучший по теплоотдающим свойствам материал — жидкий натрий, несмотря на то, что он обладает целым рядом очень неприятных свойств исключительно высокой химической активностью по отношению к воде, вторичной активностью под действием нейтронов. [c.581]

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]

Насосы различных схем основного, энергетического цикла АЭС представляют, как правило, лопастные машины. В вакуумных системах конденсаторов паровых турбин используют пароструйные эжекторы. Наиболее ответственными насосными установками являются главные циркуляционные насосы (ГЦН). На большинстве действующих АЭС это водяные насосы. На АЭС с реакторами на быстрых нейтронах могут быть натриевые ГЦН. Они потребляют от 1 до 4% мощности, вырабатываемой на АЭС. [c.293]

Модульный тип парогенераторов с жидкометаллическим (натриевым) теплоносителем реализован на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах БН-600. Процессы парообразования, перегрева и промежуточ- [c.253]

Мы живем в начале четвертого периода, основными энергетическими проблемами которого являются воспроизводство ядерного топлива деления в реакторах на быстрых нейтронах, осуществление контролируемого термоядерного синтеза, все более широкое применение возобновляемых источников энергии и повышение энергетической эффективности всех типов энергетических установок и энергопотребляющих устройств. К проблемам, нока не имеющим научно-технических оснований для их решения в ближайшем будущем, относятся концентрация рассеянного тепла окружающей среды, массовый искусственный синтез молекул, подобных хлорофиллу, извлечение энергии деления не только из ядер, но и из пока неделимых нуклонов — нейтронов и протонов. [c.15]

Ограниченность запасов угля, ценность его как химического сырья, неблагоприятное воздействие вредных продуктов сгорания на окружающую среду ускорят замену его ядерным топливом. Однако из-за низкой эффективности топливного цикла в реакторах па тепловых нейтронах (о чем говорилось выше) окончательное вытеснение атомными электростанциями обычных угольных ТЭС начнется после перехода на реакторы на быстрых нейтронах с воспроизводством топлива. После 2000 г. может начаться введение в эксплуатацию термоядерных электростанций. Одновременно планируются все большая электрификация энергетики и централизация распределения энергии через ЕЭС [29, 31, НО]. [c.152]

Как уже указывалось выше, реакторы на тепловых нейтронах используют только около 1 % добываемого из недр земли природного урана. Поэтому интенсивно ведутся работы по созданию реакторов на быстрых нейтронах, позволяющих использовать уран-238 и торий-232 с получением новых ядерных топлив — плутония-239 и урана-233, что повышает эффективность в 20—30 раз. [c.162]

При мощности ЯЭУ 300—400 кВт эффективность реакторных и радиоизотопных систем примерно одинакова, и выбор зависит от требований к режимам работы и доступности изотопов. При мощности ниже 300, а еще надежнее — ниже 200 кВт преимущества переходят на сторону радиоизотопных ЭУ. При мощности 400— 2500 кВт мало приемлемы как обычные реакторы на тепловых нейтронах, так и радиоизотопные — это область реакторов на быстрых нейтронах [67]. [c.186]

Для судов и локомотивов средних размеров могут применяться ЯЭУ с газоохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах с турбинами на различных рабочих телах. Тепловой КПД их примерно одинаков — 19—22%, удельный вес с минимальной защитой механизмов от излучений составляет от 5,5 до 7,1 кг/кВт, диаметр вместилища для ЯЭУ — 1,5—1,6 м, мощность — порядка 2700-2800 кВт. [c.187]

Исследовательский импульсный реактор на быстрых нейтронах ИБР [c.172]

В 1960 г. в Объединенном институте ядерных исследований был введен в эксплуатацию импульсный реактор на быстрых нейтронах ИБР (рис. 49), используемый для различных физических измерений. В активной зоне этого уникального реактора, не имеющей специальной системы охлаждения, в щели между плутониевыми блоками вращается стальной диск со вкладышем [c.172]

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]

Начатое в СССР с 1949 г. изучение возможностей эксплуатационного применения реакторов на быстрых нейтронах велось в 50-х годах на исследовательских реакторах БР. [c.179]

Независимо от сооружения реактора БН-350 в Мелекесском институте ядерных реакторов ведется постройка опытного реактора БОР-60, предназначенного для исследований, связанных с дальнейшим совершенствованием конструкций реакторов на быстрых нейтронах. Тепловая мощность этого реактора 60 тыс. кет. [c.179]

В сфере фундаментальных исследований они отмечены высоким уровнем теоретических работ, расширением и совершенствованием крупной экспериментальной базы (от первого физического реактора мощностью в несколько десятков ватт до исследовательских реакторов мощностью 50—100 тыс. кет, в том числе с нейтронным потоком 3-10 нейтр/см -сек, и от первого ускорителя заряженных частиц на энергию 6 Мэе до крупнейшего в мире ускорителя на энергию 70 Гэв), развитием физики реакторов на быстрых нейтронах, синтезированием новых искусственных элементов и изучением их свойств, осуществлением энергетических установок с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую, введением в исследовательскую практику мощных термоядерных установок и т. д. [c.195]

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ШАРОВЫМИ МИКРОТВЭЛАМИ [c.31]

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]

Для АЭС с реакторами на быстрых нейтронах возможны два варианта компоновки реактора и технологического оборудования— интегральный (типа реактора БН-600 [57]) и петлевой (типа реактора БН-350 АЭС в г. Шевченко и АЭС Ферми). В интегральном варианте основное оборудование первого контура располагается в едином корпусе с реактором. Внутрикор-пусная защита выполняет функции тепловой, противорадиационной и противоактивационной защиты. [c.83]

Из реакторов на быстрых нейтронах наиболее освоены реакторы с натриевым теплоносителем. Высокая радиоактивность натриевого теплоносителя и его химическая активность требуют особых мер предосторожности при выборе материалов защиты реактора. Это исключает возможность использования в защите реактора такого высокоэффективного защитного материала, как вода, взаимодействий с которой может создать опасные ситуации [58]. Вопросы безопасности быстрых реакторов предъявляют особые требования к использованию в защите и других водородсодержащих материалов с точки зрения их попадания в активную зону реактора, что может привести к опасным колебаниям реактивности. Большие трудности возникают при организации эффективного теплосъема верхней защиты. [c.83]

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]

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]

Огромной концентрацией энергии обладают, как известно [см. 4], ядерные и термоядерные топлива, что нрактическп снимает проблему их транспортирования. Однако пока полнота превращения их энергии в полезные виды невелика, например для природного урана в теплоту — менее 1% в реакторах на тепловых нейтронах и до 20—30% в реакторах на быстрых нейтронах (которые начнут вводиться в эксплуатацию широко только после 1980 г.) в электрическую и механическую энергии — соответственно 0,2—0,4% (на тепловых нейтронах) и 4—12% (на быстрых нейтронах). [c.101]

Для ПЭ средней мощности (400—2500 кВт) с газоохлаждающими реакторами на быстрых нейтронах применять поршневые РМ уже нецелесообразно. Здесь более подходят турбины — паровые, газовые и смешанные [112, ИЗ]. [c.149]

В нашей стране первый реактор этого типа был сооружен в 1954 г. в г. Обнинске. В г. Шевченко с 1972 г. эксплуатируется промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-350, имеющим при тепловой мощности 1000 МВт эквивалентную — 350 МВт. Реактор рассчитан на выработку электроэнергии генератором мощностью 150 МВт и опреснение 120 тыс. т морской воды в сутки. Заканчивается сооружение более совершенного реактора этого же типа БН-600 мощностью 600 МВт для третьего блока Велоярской АЭС. В парогенераторах его вырабатывается пар, давление которого 140 бар и температура 540° С, что позволяет использовать стандартные турбины [103, 104, 110]. [c.162]

В начале 60-х годов Институтом атомной энергии имени И. В. Курчатова совместно с другими научно-исследовательскими институтами была разработана первая энергетическая установка с ядерным реактором и прямым получением электроэнергии. В этой установке, получившей название Ромашка (рис. 55), впервые осуществлена оригинальная и простая конструктив-наьс схема, предусматривающая обт-единение в одном агрегате высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах и термоэлектрического генератора электрической мощностью 0,5 кет. В активной зоне реактора, окруженной бериллиевым отражателем, помещены тепловыделяющие элементы (пластины из дикарбида уранаиСг с 90%-ным обогащением по урану-235) общим [c.185]

В ближайшее время в число энергетических предприятий войдут вторые очереди строительства Белоярской и Ново-Воронежской АЭС с ядерными реакторами электрической мощностью 200—400 тыс. кет. За Полярным кругом — в Чукотском национальном округе — начато сооружение Билибинской АЭС. На Кольском полуострове сооружается промышленная АЭС с двумя энергетическими блоками для реакторов водо-водяного типа общей электрической мощностью 800 тыс. кет. Аналогичная АЭС электрической мощностью более 800 тыс. кет сооружается в Армянской ССР близ Еревана. На Урале ведется строительство новой промышленной АЭС с реактором на быстрых нейтронах, электрической мощностью 600 тыс. кет. [c.196]

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]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...