Тепловые реакторы

Для АЭС с тепловыми реакторами и теплоносителем-водой боковая биологическая защита из бетона обычно является основным вертикальным конструктивным элементом здания, к которому примыкают различные помещения. Внутренняя часть боковой биологической защиты часто представляет собой стальной бак с водой, выполняющей одновременно роль опорной конструкции. Вместо водяного бака может быть использована засыпка из горных пород и минералов, удерживающих в своем составе при высокой температуре кристаллизационную воду, либо радиационно- и термостойкие бетоны. [c.81]

В тепловых реакторах основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов, в промежуточных реакторах— под действием нейтронов с промежуточной энергией (1 —1000 эв), а в быстрых — под действием быстрых нейтронов (Т > 10 000 эв). [c.387]

Телескоп из счетчиков 521 Тензорные силы 507 Теория возмущений 524, 528, 532 Теория возраста 308 Тепловые нейтроны 298 Тепловые реакторы 387 Термализация 298 Термоядерная реакция 479 Тета — пинч — эффект 482 Томсона модель атома 15—16 Томсоновское рассеяние у-лучей 244 Ториевая вилка 142 Тормозное излучение 233 Транспортная длина 307 Трансурановые элементы 413 Триплет см. Мультиплет Туннельный переход 126, 396 Турбулентный нагрев 483 [c.719]

Для оценки коэффициента размножения k a теплового реактора используется приближенная формула четырех сомножителей [c.575]

Имеется большое количество разных видов реакторов. Одна из типичных схем теплового реактора изображена на рис. 11.3. [c.579]

Главной частью реактора является активная зона, в которой протекает реакция и тем самым выделяется энергия. В тепловых реакторах и в реакторах на промежуточных нейтронах активная зона состоит из горючего, как правило, смешанного с неделящимся изотопом (обычно и из замедлите- [c.579]

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]

Рис. 11.3. Схема гетерогенного теплового реактора.

Таблица 7.3. Параметры реакторов-размножителей на быстрых нейтронах и тепловых реакторов

В СССР с 1970 г. работает АЭС, оснащенная реактором на быстрых нейтронах. Его электрическая мощность — 250 МВт, а тепловая — 1000 МВт. Кроме электроэнергии эта АЭС дает опресненную воду. До широкого внедрения реакторов-размножителей в СССР будут сооружаться АЭС на тепловых реакторах. [c.68]

В настоящее время действующие в мире АЭС оснащены тепловыми реакторами с использованием в качестве топлива обогащенного урана. Эти реакторы характеризуются низкой степенью использования ядерного топлива — не более 1—2% потенциально заключенной в урановом топливе энергии. Для получения атомной энергии на атомных электростанциях, оснащенных такими реакторами, используется лишь содержащийся в природном уране в количестве примерно 0,7%. Остальные 99,3% природного урана представлены изотопами и которые в этих реакторах не используются. [c.317]

Замкнутый цикл и стратегия внедрения реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Основываясь на варианте развития однократного топливного цикла, авторы рассмотрели направление развития с замкнутым топливным циклом и с внедрением реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (БН) с переработкой отработавшего урана и использованием плутония, наработанного в тепловых реакторах. Быстрое развитие промышленности топливного цикла было бы выгодно по нескольким причинам, среди которых не последней является возможность безопасной переработки ядерных отходов. Тем не менее для составления нижеследующих вариантов был выбран более осторожный подход, при котором строительство предприятий топливного цикла осуществляется в соответствии с потребностями внедрения реакторов БН. [c.96]

Учитывая техническую сложность данной реакторной технологии, была принята поэтапная стратегия внедрения реакторов БН, предусматривающая демонстрацию, промышленное освоение и переход к широкому использованию. Так, было принято, что в качестве начального шага первый промышленно-демонстрационный реактор БН 1—1,5 ГВт (эл.) войдет в действие в какой-либо стране через 5 лет после того, как суммарная мощность ее АЭС достигнет 25 ГВт. Существование такого порога мощности объясняется необходимостью иметь определенное количество наработанного тепловыми реакторами плутония для начала эксплуатации реактора БН, [c.96]

Следует также отметить, что влияние реакторов БН будет больше сказываться в странах, где они будут вводиться раньше. Например, во Франции суммарная относительная экономия природного урана к 2020 г. составит 33%, а ежегодная потребность в нем сократится па 45% по сравнению с потребностью в варианте развития тепловых реакторов с однократным топливным циклом. [c.98]

Авторы рассмотрели также путь развития модифицированного замкнутого топливного цикла, при котором наряду с вводом в действие реакторов БН и переработкой отработавшего топлива тепловых реакторов имела бы место частичная регенерация плутония, наработанного в тепловых реакторах. В этом случае число стран, единичные мощности, сроки вводов первых предприятий топливного цикла и реакторов БН остаются такими же. Однако темпы развития мощностей на предприятиях топливного цикла здесь будут более быстрыми (суммарная их мощность к 2000 г. составит 6,8 тыс. и к 2020 г. 44 тыс. т/год), и большая часть плутония, наработанного в тепловых реакторах и ненужная непосредственно в данный момент для реакторов БН, смешивается с окисью урана и вновь используется в тепловых реакторах. [c.98]

В результате уровень годового потребления природного урана в мире к 2020 г. снизится до 236 тыс. т, а совокупное общее потребление — до 4,9 млн. т. Еще более заметно сокращение общего объема хранилищ отработавшего топлива в мире если в основном варианте развития тепловых реакторов с однократным топливным циклом к 2020 г. хранению подлежало бы 1,22 млн. т отработавшего топлива, то в варианте развития замкнутого цикла с вводом реакторов БН эта цифра снижается до 700 тыс. т, а в случае развития комбинированного цикла с реакторами БН и с повторным использованием плутония в тепловых реакторах — до 640 тыс. т. Этот эффект больше скажется в странах, которые раньше начнут развивать замкнутый топливный цикл. В некоторых странах часть хранилищ отработавшего топлива к 2020 г. может быть вообще ликвидирована. [c.98]

Рис. 2. Различные уровни совокупной потребности в природном уране при варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего (а), разведанные запасы и ресурсы (б).

На рис. 3, 4 показана сравнительная оценка совокупной потребности в уране для вариантов развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего и с применением реакторов БН и мировых ресурсов урана. Из этих рисунков видно, что хотя суммарные геологические ресурсы урана достаточны для поддержания в течение прогнозируемого периода на нужном уровне добычи урана в варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего (кривая 1), тем не менее вскоре после 2000 г. необходимо будет существенно увеличить в них долю разведанных запасов и обеспечить начало разработок на новых месторождениях. В связи с этим необходимо интенсифицировать разведку урановых месторождений. [c.99]

Важно отметить, что распространение описанной выше модели на период до 2060 г. показало, что в варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего совокупная потребность в природном уране почти вдвое превысит к указанному году все разведанные и предполагаемые ресурсы урана, в то время как при осуществлении твердой стратегической линии на использование реакторов БН общая потребность в природном уране ограничивается уровнем 15 млн. т. Такая экономия уранового сырья никогда не сможет быть достигнута на пути развития тепловых реакторов с однократным топливным циклом, несмотря ни на какие усовершенствования. По сути дела именно долгосрочная перспектива строительства реакторов БН оправдывает их ускоренный ввод, и программа их развития не должна формироваться под влиянием кратко- или среднесрочной перспективы. [c.99]

Захоронение отходов. Некоторое внимание в исследовании авторы уделили проблемам захоронения радиоактивных отходов и отработавшего топлива. Особый интерес представляет проблема регионального размещения хранилищ отработавшего топлива как в варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах, так и в вариантах, связанных с развитием топливного цикла, предусматривающего переработку отработавшего ядерного горючего. [c.100]

Вероятным критерием выбора для.отдельных стран представляется хранение отработавшего топлива непосредственно у реактора в первые 10 лет после его перезагрузки с последующей передачей его в центральное хранилище, которое вводится в действие после того, как суммарное количество отработавшего топлива в стране превысит 1 тыс. т. Используя этот критерий, авторы исследования нашли, что, например, в варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах к 2000 г. суммарное количество отработавшего топлива, хранящегося более 10 лет в 30 странах, будет составлять 91 тыс. т (из общего количества 256 тыс. т), из которых [c.100]

Таблица 6. Накопление отработавшего топлива в мире в варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах

Для оценки будущей конкурентоспособности реакторов БН авторы доклада принимают, что среднегодовые темпы роста реальной цены на уран составят 2% при учетной банковской ставке 5% и среднем сроке эксплуатации АЭС 30 лет. При этих значениях допустимая разница в удельной стоимости строительства АЭС с тепловыми реакторами и с реакторами БН составляет 265 долл/кВт установленной мощности, или около 30% стоимости АЭС с реакторами LWR в ценах 1979 г. Таким образом, экономически приемлем вариант строительства АЭС с реакторами БН при удельных капиталовложениях, не превышающих удельные затраты на сооружение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах LWR более чем на 30 7о- [c.102]

Сходные экономические проблемы относятся и к развитию технологии использования плутония, наработанного в тепловых реакторах, в частности в реакторах LWR. В последние годы по этим проблемам было много противоречивых высказываний, но общая тенденция сводилась к свертыванию деятельности в этом направлении ввиду удорожания исследований но переработке этого горючего. [c.102]

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]

Урановая сырьевая база с учетом некоторых допущений об открытии новых месторождений представляется достаточной для того, чтобы обеспечить действие всех реакторов в ближайшие десятилетия даже в варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с одноразовым использованием ядерного горючего. Однако все новые реакторы, строительство которых планируется после 2000 г., должны будут обеспечиваться ураном из еще не разведанных запасов. Для того чтобы мировая ядерная энергетика развивалась на долгосрочной основе, необходимо действовать в двух основных направлениях во-первых, разрабатывать демонстрационные установки и осваивать в промышленном масштабе реакторы с повышенной эффективностью использования урана и, во-вторых, интенсифицировать усилия по разведке новых месторождений урана и непрерывно наращивать мощности в уранодобывающей промышленности. Последнее направление является необходимым компонентом всех стратегий развития ядерной энергетики, поскольку внедрение новых ядерных технологий представляет собой долгий и медленный процесс, последствия которого в мировом масштабе начнут ощущаться спустя десятилетия после его начала. [c.103]

Если развитие ядерной энергетики пойдет даже такими медленными темпами, какие прогнозируются в данном докладе, все равно настоятельной необходимостью является разработка усовершенствованных ядерных реакторов, рассчитанных на более экономное расходование уранового сырья, в частности реакторов БН. Очень важно осознать, что если уран использовать даже с той эффективностью, с какой он применяется сейчас в тепловых реакторах при однократном использовании ядерного горючего,, значение его суммарных мировых ресурсов в энергетическом эквиваленте имеет тот же порядок, что значение мировых ресурсов нефти. Если не планировать постепенного перехода к существенно более эффективному использованию урана, при котором его ресурсы стали бы практически неисчерпаемыми, ядерная энергетика станет узким местом . Данное исследование показывает, что такой переход возможен и мог бы произойти примерно в середине следующего столетия. Но благодаря [c.103]

Недостаточно глубоко еш е осознается преимущество, которое развитие замкнутого топливного цикла дает для решения проблемы отработавшего ядерного горючего. Потребность и в краткосрочном, и в долгосрочном хранении отработавшего топлива возникнет в любом случае. Проблема будет решаться путем либо расширения объемов временных хранилищ в местах размещения реакторов, либо строительства отдельных хранилищ в специальных местах. В варианте развития на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего к 2020 г. суммарное количество отработавшего топлива достигнет 1,2 млн. т, из которых 0,6 млн. т будет составлять топливо, хранящееся более 10 лет, и потребует, вероятно, хранения в специальных хранилищах. В разных странах подход к хранению отработавшего топлива, вероятно, будет различным. Малые страны могут найти более экономичным расширение объемов временных хранилищ в местах размещения ядерных реакторов, в то время как программы развития ядерной энергетики в крупных странах могут предусматривать строительство постоянных хранилищ в специально отведенных местах. Стратегия, предусматривающая развитие топливного цикла, сократит потребность в дополнительных объемах хранилищ и может повлиять на выбор системы хранения в отдельных странах. [c.104]

Стоимость производства электроэнергии на АЭС с тепловыми реакторами почти такая же, как на ТЭС на органическом топливе, и по мере роста цен на органическое топливо конкурентоспособность АЭС будет, вероятно, повышаться. Сравнение стоимости современных реакторных систем и усовершенствованных систем будущего, как, например, реакторов БН, затруднено, поскольку стоимость будущих систем характеризуется большой степенью неопределенности. Приближенная оценка показывает, что удельная стоимость строительства АЭС с реакторами БН не должна превышать 130% стоимости строительства АЭС с легководными реакторами LWR для того, чтобы окупаемость капитальных затрат и расходы на эксплуатацию в обоих случаях были примерно одинаковыми при одной и той же цене на электроэнергию. Поскольку необходимо одновременно со строительством АЭС [c.104]

На основании изложенного можно сформулировать следующие основные задачи но совершенствованию АЭС 1) создание высокотемпературных реакторов — до 800—1000 °С и выше, имеющих большое значение для лучшего испо.льзования ядерного горючего и применения ядерной энергии в высокотемпературных технологических процессах, 2) замена тепловых реакторов реакто- [c.164]

Окись бериллия. Действие облучения на ВеО изучалось, вероятно, больше, чем на другие окислы. Обладая высокими электроизолирующими свойствами, теплопроводностью, прочностью, ВеО может использоваться в качестве замедлителя для тепловых реакторов, а также материала матри- [c.152]

Запасы дешевого урана в США не безграничны, и их недостаток может сказаться уже через 5—6 лет. С другой стороны, США располагает большими залежами руды с низкой концентрацией урана, однако их освоение требует значительно больших затрат, поэтому разработка таких залежей не начнется до тех пор, пока стоимость электроэнергии, вырабатываемой на органическом топливе, в основном на угле, не возрастет настолько, что электроэнергия АЭС, работающих на таком дорогом уране, не станет конкурентоспособной. Даже если бы ситуация с запасами урана и не была столь критической, во внимание необходимо было бы принять другой фактор. Состоит он в том, что изотоп 235U, являясь единственным встречающимся в природе делящимся изотопом, относится к невозобновимым ресурсам. Этот изотоп не образуется в природе и, если экономически извлекаемые запасы использовать полностью в тепловых реакторах, он исчезнет навсегда. Поэтому необходимо создать такую технологию, которая позволила бы использовать встречающийся в гораздо больших количествах изотоп 2з и. Этот изотоп не поддерживает цепную реакцию под воздействием нейтронов, но может быть преобразован в такой элемент, который такую реакцию поддерживает. [c.39]

Тепловой реактор представляет собой обычную камеру выдержки или печь, в которую инжектируется воздух. Выбрасываемые СО и углеводороды выдерживаются в реакторе в течение некоторого времени, достаточного для их окисления до получения менее токсичных соединсннн. Эта система позволяет легко удовлетворить существующим 1юрмам ЕРА для небольших двигателей. Остается, однако, неясным, удастся ли, увеличив объем камеры выдержки, очищать таким образом выхлопные газы более мощных двигателей. [c.70]

В тепловых реакторах средний темпера-тл рный коэффициент реактивности отрицательный, т. е. увеличение температуры топлива или замедлителя вызывает уменьшение реактивности. [c.170]

Среди множества различных оценок мировых энергетических ресурсов резко выделяется оценка их директором Института технологии газа (Чикаго) X. Линдена. Он подверг критическому анализу множество ныне существующих оценок и дал свою оценку по состоянию на 1/1 1972 г. По данным X. Линдена доказанные запасы ископаемых энергоносителей на эту дату составляют 1,12 трлн. ту. т., вероятные — 7,25 трлн. т у. т. По отдельным видам энергоносителей доказанные и вероятные запасы распределяются соответственно следующим образом природный газ — 46,8 трлн. и 263 трлн. м , нефть, содержащаяся в горючих сланцах и битумных песках — 43 млрд. и 384 млрд. м , уголь — 1077 и 7628 млрд. т. Вероятные запасы газового конденсата — 41,2 млрд. м . Достоверные запасы UgOg на месторождениях, рентабельных для добычи при цене концентрата до 33 долларов за килограмм, —1832 тыс. т (или 30 млрд. т у. т. при эксплуатации тепловых реакторов и 2,18 трлн. т у. т. при эксплуатации реакторов-размножителей), а вероятные — 3623 тыс. т (или 60 млрд. и 4,3 трлн. т у. т.). Мировой гидроэнергетический потенциал X. Лин-ден оценивает в пределах 5—25 млрд. квт-ч в год или 0,6—3,1 млрд. т у. т. [c.6]

Однократное использование ядерного горючего. При развитии цикла однократного использования ядерного горючего предполагается, что большинство АЭС будет работать на типовых легководных тепловых реакторах под давлением (LWR), хотя определенное значение будут иметь тяжеловодные (HWR) и высокотемпературные газовые реакторы (HTGR) (табл. 3). [c.96]

Разумеется, с технической точки зрения можно было бы добиться значительно более быстрых темпов прироста мощностей на АЭС с реакторами БН. Однако авторы полагают, что с учетом сложности технических, экономических и социально-политических проблем развития бридерной технологии их прогноз является более реалистичным. Представляется маловероятным, чтобы созданная инфраструктура ядериой энергетики, основанная на тепловых реакторах, была быстро заброшена, даже при условии ввода в действие АЭС с реакторами БН. [c.97]

I — разведанные запасы урапа при стоимости добычи до 130 долл/т 2 — вариант развития на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего 3 — вариант развития с ре. кторами БН и с уран-плутониевым цнклом. [c.99]

Для развивающихся стран распространение бридерной технологии встречает очевидные сложности. Однако важно отметить, что все страны будут пользоваться выгодами от начала использования реакторов БН в значительных масштабах, поскольку это поможет сдержать рост цен на урановое сырье и облегчит строительство АЭС на тепловых реакторах в тех странах или при тех ситуаци-102 [c.102]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...