Быстрые реакторы

Инженерно-физические проблемы быстрых реакторов-размножителей с газовым теплоносителем для АЭС большой мощности.—Докл. на совещании экспертов МАГАТЭ. Минск, 1972. Авт. Н. Н. Пономарев-Степной, [c.108]

Донне М. Сравнение быстрых реакторов с газовым и натриевым охлаждением.— Атомная техника за рубежом , 1972, № I, с. 16. [c.109]

Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах содержит значительное количество замедлителя нейтронов. Так, в уран-графитовом реакторе концентрация ядер углерода превышает концентрацию ядер в 6000—10 000 раз. В активной зоне реактора на промежуточных нейтронах содержится гораздо меньше замедлителя, а в быстром реакторе он вообще отсутствует. [c.9]

Рис. 9.12. Распределение активности нейтронных индикаторов в элементарной одномерной плоской ячейке быстрого реактора [29], состоящей из слоев урана, нержавеющей стали и графита. Экспериментальные данные

В качестве примера компоновки быстрого реактора и оборудования на рис. 9.20 приведена компоновка первичной и вторичной защиты реактора АЭС Ферми [8]. Основные используемые защитные материалы для первичной защиты — сталь, графит и борированный графит, для вторичной защиты — бетон. [c.83]

Быстрые нейтроны сравнительно слабо поглощаются в стержнях. Поэтому для регулирования быстрых реакторов малых размеров используют удаление отражателя от активной зоны и приближение к ней. [c.581]

Теоретически возможно рассчитать gs в зависимости от топлива и геометрических параметров, но этот расчет непрост. Для быстрых реакторов этот параметр составляет около 0,33. Коэффициент nid может быть рассчитан, исходя из тепловой мощности реактора, с учетом того, что в результате деления ядер под воздействием быстрых нейтронов-выделяется энергия в среднем 205 МэВ. Для большинства быстрых реакторов время удвоения составляет ориентировочно около 20 лет, хотя на этот показатель могут оказывать существенное влияние многие факторы, которые еще предстоит определить, в особенности время регенерации. [c.179]

Главной особенностью энергетических реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только тепловую и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить новое ядерное топливо. Основным топливом в быстрых реакторах является искусственный химический элемент плутоний-239 и пассивный уран-238. Тепловая энергия в реакторе на быстрых нейтронах получается за счет деления ядер плутония, при этом часть образующихся нейтронов захватывается (поглощается) ураном-238 и он превращается в плутоний-239. Вновь образуемый плутоний является ядерным горючим, т. е. при его распаде выделяется (как и в случае с ураном-235) тепловая энергия. Поскольку при делении плутоний может выделять несколько больше нейтронов по сравнению с необходимым количеством их для данного реактора, в нем образуется избыток нового плутония по сравнению с выгорающим. [c.171]

Хотя газообразные теплоносители позволяют развить более высокую рабочую температуру, жидкостные отводят быстрее тепло, или, как говорят инженеры-энергетики, дают более высокую удельную мощность, а это крайне важно для работы компактных реакторов, генерирующих большое количество энергии в малом объеме. Жидкостные теплоносители нашли широкое применение в быстрых реакторах, о которых будет сказано дальше, а также в графито-водных реакторах. Однако, помимо теплоносителя, жидкостным может быть и замедлитель, что само по себе делает более компактным ядерный реактор, поскольку в этом случае требуется меньшее количество замедлителя. Так, если применить в качестве теплоносителя и замедлителя обыкновенную воду, то вполне возможен реактор, схема которого [c.83]

На рис. 30 схематически изображен один из быстрых реакторов. В первых из них в качестве ядерного топлива применялся природный уран, сильно обогащенный ураном-235. Однако для этих же целей можно с успехом использовать плутоний, который образуется из урана-238 по схеме, напоминающей одну из цепей бета-распада, описанных ранее (см. стр. 56). Правда, в данном случае мы имеем дело с трансурановым элементом, атомное число которого (см. сноску 7 на стр. 23) превышает атомное число урана (92) и как все подобные элементы практически не встречается в природе. Более подробным обсуждением свойств трансурановых элементов мы займемся в девятой главе, здесь же рассмотрим лишь два из них — [c.86]

Конечно, некоторое замедление нейтронов все же происходит в быстром реакторе, поскольку не все столкновения частиц в активной зоне приводят к расщеплению или поглощению нейтронов (даже в атомной бомбе случается незначительное замедление такого рода). Следовательно, перед конструкторами быстрых реакторов стоит задача свести к минимуму такое замедление, и по этой причине стараются в подобных реакторах не применять материалы, содержащие легкие элементы. [c.86]

Рис. 30. Схематическое изображение быстрого реактора (реактора-размножителя) 1 — противо-аварийная оболочка 2—бетонный корпус 5 — зона размножения 4 — активная зона 5 — бак реактора 5 —первичная цепь жидкостного теплоносителя (металла) 7 — вторичный теплообменник 8 — пар 5- циркуляция воды 10—вторичная цепь жидкостного теплоносителя (металла)

В зависимости от энергии нейтронов, вызывающих расщепление ядер в энергетических реакторах, последние, как уже говорилось выше, подразделяют на тепловые, промежуточные и быстрые. Промежуточные реакторы не получили широкого распространения. Быстрые реакторы, работающие на плутонии и обогащенном уране, в настоящее время с большим успехом используются как реакторы-размножители. Необходимое обеспечение быстрых реакторов сильными источниками нейтронов, дорогостоящим топливом и другие обстоятельства ограничивают их применимость в атомных электростанциях. Таким образом, наибольшее распространение в атомных [c.89]

Тепловые реакторы, в которых вода служит и теплоносителем и замедлителем, гораздо более компактны, чем их собратья с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем, однако не столь компактны, как быстрые реакторы. Быстрые реакторы могут быть очень компактными и обладать исключительно высокой номинальной мощностью, по крайней мере в 1000 раз превышающей номинальную мощность графито-газовых реакторов. Несомненно поэтому, что в ближайшем будущем будет строиться все больше и больше быстрых реакторов, особенно в связи с увеличением запасов искусственного топлива— плутония и урана-233. По-настоящему компактные экономичные ядерные реакторы открывают перед человечеством волнующую перспективу использования портативных атомных электростанций, которые можно перевозить на самолетах или вертолетах в далекие джунгли, пустыни или отдаленные районы Севера. [c.90]

Более или менее ясны общие принципы термоядерного синтеза, но необходимые экспериментальные разработки чрезвычайно дороги и требуют международного сотрудничества. Поэтому прогресс в этой области замедлен, и, по-видимому, на первой стадии потребуется создание очень крупных централизованных электростанций. Как термоядерный синтез, так и быстрые реакторы-размножители открывают возможности практически неограниченного производства энергии. Коммерческое использование реакторов-размножителей ожидается в обозримом будущем, поэтому при разработке прогнозов они включались в сектор традиционной ядерной энергетики. Техническая возможность термоядерного синтеза в широких масштабах должна быть еще доказана, поэтому при прогнозировании он включался в сектор нетрадиционных источников энергии. Термоядерный синтез имеет ряд теоретических преимуществ по сравнению с реакторами-размножителями меньшую степень риска как в физическом, так и в политическом отношениях, меньший уровень радиоактивности при эксплуатации и в отходах, а также, при разумном проектировании с самого начала, меньшую степень воздействия на окружающую среду. [c.361]

Сборник докладов Обмен накопленным опытом по созданию и освоению установок с быстрыми реакторами на основе реактора БОР-60 . Димитровград, 1973. [c.285]

Созданные опытно-промышленные быстрые реакторы с жидкометаллическим теплоносителем в целом не удовлетворяют предъявляемым требованиям по коэффициенту воспроизводства и времени удвоения ядерного горючего (15 лет), хотя имеются проектные разработки быстрых реакторов большой мощности [1], в которых намечаются пути улучшения их нейтронно-физических характеристик. Вместе с тем использование жидкометаллического теплоносителя в быстрых реакторах приводит к усложнению технологической схемы преобразования тепла и увеличению капитальных затрат при создании таких АЭС из-за несовместимости жидких металлов, в частности натрия, с водой, наведенной радиоактивности натрия в первом контуре, необходимости тщательной очистки от примесей, сравнительно высокой температуры плавления и т. д. [7, 8]. [c.3]

Проектные разработки и технико-экономические расчеты позволили выявить две области практически равнозначных оптимальных параметров для блока стационарной АЭС мощностью 1000 Мвт (эл.) с быстрым реактором при использовании двух оптимальных видов топливной композиции твэлов максимальное давление газа в реакторе 150—170 бар, минимальные температурные напоры в регенераторах 15—20 °К, нижнее давление в цикле 1,9—2,1 бар, температура газа на выходе из реактора 700—750 и 530—580 °К (низкотемпературный вариант) и удельная теплонапряженность активной зоны 800—1200 квт/л. [c.5]

Темпы и экономические характеристики атомной энергетики в значительной мере будут определяться скоростью накопления вторичного делящегося ядерного горючего — плутония, что возможно за счет снижения времени удвоения быстрых реакторов. Наиболее эффективно этого можно достигнуть за счет повышения удельной концентрации ядерного горючего (например, применения низколегированного металлического урана) п повышения удельной теплонапряженности активной зоны быстрых реакторов. [c.3]

Такие теплофизические характеристики газа и выявленная область параметров теплоносителя позволяют применить в быстрых реакторах низколегированный металлический уран и достигнуть высокого воспроизводства ядерного горючего (Ри) как в бридере (КВ = 1,80— 1,95), так и в переработчике (КВ = 1,45) с малым временем удвоения (3,5—5 лет) и обеспечить высокий темп наработки плутония— 1000—1500 кг в год в быстром реакторе 1000 Мет. [c.5]

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]

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]

Своеобразен установленный в Дубне (1959) исследовательский реактор ИБР-30 (импульсный быстрый реактор, построен по идее Д. И. Блохинцева и И. И. Бондаренко), от реактор, грубо говоря, состоит из двух плутониевых цилиндров, между которыми имеется зазор. Размеры цилиндров и зазора подобраны так, что /г< 1, но при заполнении зазора ураном получается fe Ь> 1, и начинается интенсивная реакция. Между торцами цилиндров проходит периферийная часть стального диска, вращающегося со скоростью 5000 об/мин (рис. 11.5). В диск заделаны два урановых вкладыша. При каждом прохождении вкладыша между цилиндрами происходит короткая вспышка цепной реакции. Мощность в импульсе достигает 150 МВт при средней мощности 30 кВт. Нейтронный пучок из ИБР поступает в километровую трубу метрового диаметра. К концу трубы нейтроны с разными скоростями подходят в разные моменты времени. Это позволяет выделять по времени пролета монохроматические нейтроны различных энергий, что в свою очередь позволяет разрешать очень узкие и близкие друг к другу нейтронные резонансы (см. также гл. IX, 3). [c.585]

Энергетические реакторы-размножители должны стать главным направлением в развитии ядерной энергетики в Советском Союзе. Существенный вклад в разработку физических основ быстрых реакторов был сделан И. И. Бондаренко, О. Д. Казачковским, А. И. Лейпунским и Л. Н. Усачевым. [c.587]

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]

Трехконтурные схемы (рис. 9.36,6) применяется на АЭС с быстрыми реакторами, где в качестве теплоносителя применяется, как правило, жидкий натрий, активно реагирующий с водой. Для исключения в аварийных условиях контакта радиоактивного натрия с водой вводится промежуточный второй контур. Циркуляция теплоносителей радиоактивного жидкого натрия (пе рвый контур) и жидкого натрия второго контура обеспечивается соответственно ГЦН-1 и ГЦН-2. Давление в контурах поддерживается с помощью [c.291]

В 1972 г. первой в мире была введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Перед Шевченковской АЭС поставлены две цели часть ее тепловой энергии идет на опреснение морской воды с выдачей 120 тыс. т пресной воды в сутки, а вторая часть электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии. Опыт эксплуатации реактора на быстрых нейтронах Шевченковской АЭС использован при создании более мощного быстрого реактора для Белоярской атомной электростанции. На этой АЭС сооружается опытно-промышленный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600 мощностью 600 МВт. [c.171]

В быстрых реакторах, естественно, отсутствуют замедлители нейтронов что делает активную зону весьма компактной. Такой реактор мощностью в 250 МВт имеет актавную зону величиной с ведро, в то время как для производства той же энергии активная зона первых гра-фито-газовых реакторов была размером с дом (рис. 29). При таких огромных удельных мощностях в активной зоне быстрых реакторов (сотни мегаватт на кубический метр) для отвода тепла лучше всего использовать быстро циркулирующие жидкости. Самыми подходящими из них оказались жидкие натрий и калий. Изучаются возможности применения для этих целей и расплавленных солей. Высказывалась идея и об использовании жидкой смеси теплоносителя с расщепляющимся топливом, циркулирующей под действием насоса. Однако при этом возникли трудности по обеспечению обслуживающего персонала надежной биологической защитой. [c.86]

Рис. 29. Сравнительные размеры активных зон в некоторых типах ядерных реакторов, построенных в Великобритании к — графитогазовый реактор, работающий на природном уране Б — графитогазовый реактор, работающий на обогащенном уране В — быстрый реактор

Ядерная энергетика стала крупным бизнесом ее участие в мировом экспорте в 1974 г. оценивалось в 3,6 млрд. долл, и быстро повышалось только сделка между ФРГ и Бразилией, заключенная в июне 1975 г., связана, как сообщалось, с расходами порядка 55 млрд. долл. Правительство Франции взяло на себя 45 % участия в организации Фраматом , вытеснив американскую компанию Вестингауз как из соображений национальной безопасности, так и по коммерческим причинам Франция считает, что она имеет шансы на ранний выход на рынок быстрых реакторов. Соединенные Штаты играют ведущую роль на современном рынке реакторов сообщалось, что они построили и строят 70 % АЭС в промышленно развитых странах и ежегодно получают от экспорта реакторов 1,5 млрд. долл. Интерес американских фирм в экспорте увеличивался в связи с вялым внутренним рынком, но конкуренция была весьма острой, причем развитые страны оказывают сильное коммерческое давление на развивающиеся страны в 1976 г. в 45 странах были объявлены планы сооружения 257 АЭС. Высказывалось мнение, что можно выделить два типа заказчиков АЭС среди развивающихся стран [c.301]

Выводы по проблеме потребностей в уране. Последние изменения в положении с ресурсами и добычей урана были внесены в результате роста запасов в Австралии, открытия новых месторождений в Канаде, переоценки потенциала ЮАР, изменений резервов США и попыток оценить ее полные ресурсы. Можно сказать, что на выводы о количестве и доступности ресурсов урана влияют следующие группы факторов связанные с собственно производственной стороной вопроса (например, технический прогресс в разведочных работах, строительстве рудников и добыче) связанные с развитием ядерной энергетики в целом, включая потребителей (например, попытки стабилизировать добычу) наконец, внешние по отношению к ядерной энергетике (например, правительственная политика и обеспеченность финансовыми, людскими и материальными ресурсами в условиях конкуренции с другими отраслями энергетики). Перечисленные факторы влияют и на потребление урана. На любой прогноз потребности в ядерной энергии влияют политика отрасли в вопросах складского хранения, выбора типа реакторов и другого оборудования, отношение к перспективным типам реакторов. Ценообразование и финансирование, различия в видах контрактов влияют в основном на отношения между поставщиками и потребителями, хотя нередки здесь и вме-щательства государства. За пределами отраслевой сферы находятся изменения в общественном мнении, в правительственной политике и к конкурентоспособности других энергоисточников, но подобные факторы оказывают наиболее глубокое влияние на развитие отрасли. Положение ядерной энергетики является только частью глобальной ситуации, и на него, как и на положение других энергетических отраслей, оказывают влияние мировые экономические условия, например, падение спроса на энергию в 1973— 1974 гг. с последующими трудностями для развития отрасли. Практически нет сомнения, что, несмотря на существование антиядерного лобби, роль ядерной энергии в мировом потреблении энергии будет расти, причем в течение ближайших 20 лет будет преобладать ввод тепловых реакторов быстрые реакторы могут быть введены в конце 80-х годов и стать преобладающими вскоре после 2000 г. Активное внедрение ядерного синтеза может начаться после 2020 г., параллельно с развитием использования солнечной энергии и других возобновляемых источников энергии, которые со временем будут играть ведущую роль. [c.302]

Методы расчета температурных режимов решеток твэлов и обобщение фактического материала (теплосъем жидкими металлами) / В. И. Субботин, П. А. Ушаков, А. В. Жуков, Н. М. Матюхин.— В кн. Теплопередача и гидродинамика в активных зонах и парогенераторах быстрых реакторов. Материалы II семинара в Ново-Место, ЧССР. Збраслав ОНТИ ЧСКАЭ, 1975. [c.281]

Широкое развитие ядерной энергетики в ближайшие десятилетия, по-видимому, возможно лишь на основе реакторов на быстрых нейтронах, которые позволяют вовлечь в топливный цикл все запасы ядерного горючего и организовать расширенное воспроизводство делящихся изотопов урана [1]. Для обеспечения времен удвоения ядерного горючего (5—7 лет) в быстрых реакторах [1, 2], соответствующих необходимым темпам развития всей энергетики (8—10 лет) [3], требуется увеличение по сравнению с достигнутым в 2—3 раза удельной энергонапряженности активной зоны, максимальное увеличение концентрации ядерного горючего и минимальное смягчение спектра нейтронов в теплоносителе и конструкционных материалах активной зоны [4—6]. [c.3]

Теплофизические расчеты газрохлаждаемых быстрых реакторов при давлениях 115—170 атм и выходной температуре газа 300—320 °С показали возможность достижения удельной теплонапряженности 900—1800 кет/л. [c.5]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...