Воспроизводство ядерного топлива

В первом типе реакторов дисперсный поток несет частицы диспергированного ядерного топлива, совмещая при проходе через активную зону свойства системы теплоотвода и системы горючего. Последнее свойство в связи с потерей критичности исчезает при движении через парогенератор. Здесь дисперсный поток выступает в основном лишь как теплоноситель, если не иметь в виду появление запаздывающих нейтронов и значительную его радиоактивность. Отрицательным также является абразивное действие твердых частиц. В качестве последних можно использовать частицы металлического легированного урана, UO2, U , материалов для воспроизводства ядерного топлива (естественный уран, торий). В качестве несущей среды возможно применение как жидкости, так и газов. [c.390]

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]

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]

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]

Воспроизводство ядерного топлива 162, 163, 179 [c.461]

Физика расширенного воспроизводства ядерного топлива [c.176]

Каждый нейтрон, выведенный за пределы внутриреакторного потока, снижает способность реактора поддерживать цепную реакцию. Чтобы в реакторе БН происходило расширенное воспроизводство ядерного топлива, необходимо получить достаточное число нейтронов в расчете на каждое деление. В этом случае будут обеспечены поддержание реакции деления, захват нейтронов в компенсация утечки и захват нейтронов в конструкционных и внутриреакторных материалах. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива, выражающий степень эффективности размножения в данном реакторе, [c.176]

Поскольку реакторы на тепловых нейтронах работают в диапазоне резонансных энергий 0,01 < <100 эВ, из рис. 7.11 следует, что, за исключением реакторов, загруженных которые будут обсуждены позже, расширенное воспроизводство ядерного топлива невозможно для этого режима работы и что если спектр энергии сместится таким образом, что максимальная энергия окажется примерно на уровне 1 МэВ, то процесс расширенного воспроизводства ядерного топлива становится реальной возможностью. Дополнительным преимуществом является то, что для больших [c.176]

Важнейшее значение для будущего ядерной энергетики имеет возможность осуществления в большом промышленном масштабе расширенного воспроизводства ядерного топлива в реакторах-размножителях, коэффициент воспроизводства которых существенно превышает единицу. Практическая реализация этого направления в развитии ядерной энергетики будет означать переход на уран-плутониевое топливо, обеспечиваемый соответствующим развитием всего комплекса предприятий замкнутого топливного цикла (химическая регенерация отработавшего топлива, удаление и захоронение радиоактивных отходов, освоение производства смешанного уран-плутониевого топлива). Откроется перспектива переработки в делящийся материал всех запасов обедненного (отвального) урана, а в дальнейшем и запасов тория, а также возможность экономичного использования урана, получаемого из бедных урановых руд, что многократно увеличит располагаемые 92 [c.92]

ЯТЦ энергетики с реакторами на быстрых нейтронах может быть только замкнутым. Это вытекает из главной цели развития энергетики с такими реакторами они предназначены для расширенного воспроизводства ядерного топлива наряду с эффективным производством тепловой и электрической энергии. [c.142]

Ядерная энергетика в долгосрочной перспективе имеет принципиально более широкие возможности по сравнению с традиционными источниками энергии вследствие осуществления воспроизводства ядерного топлива в БР (о физике процессов см. 2.2). [c.163]

Рис. 1.1. Процессы воспроизводства ядерного топлива а — урановый цикл б — ториевый цикл

В природе имеется три изотопа, которые могут служить ядерным горючим или материалом для его производства. Это изотопы щи И 92 . Первые два цепной реакции не дают, но служат, как уже отмечалось, сырьем для получения изотопов, на которых идет реакция. Изотоп сам дает цепную реакцию. Отметим также, что 92 служит для воспроизводства ядерного топлива и, кроме того, подвергается делению нейтронами с энергией выше 1 МэВ (небольшое дополнительное размножение нейтронов). [c.522]

Воспроизводство ядерного топлива. [c.385]

Важность использования сырья, способного к воспроизводству ядерного топлива. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах, в которых в качестве топлива чаще всего используется изотоп урана коэффициент воспроизводства С меньше единицы. Одна тонна природного урана при использовании в реакторе только изотопа дает столько энергии, сколько ее можно получить при сгорании 20 ООО т угля или около 13 300 т нефти. Разведанные и разрабатываемые мировые запасы нефти и угля оцениваются при- [c.302]

Отсюда следует, что при сжигании природного изотопа — первичного топлива — возникает вторичное топливо искусственного происхождения, которое может использоваться в ядерных реакторах, т. е. происходит воспроизводство ядерного топлива. Отношение количества вновь возникших ядер вторичного топлива к количеству разделившихся ядер первичного, называемое коэффициентом воспроизводства ядерного топлива, лежит в щ)еделах от 0.9 до 1.4 и зависит от условий протекания ядерных реакций. [c.522]

В двухступенчатом режиме с воспроизводством топлива можно использовать U-238 и Th-232. Ни один из них не делится под действием тепловых нейтронов, но, захватывая быстрые нейтроны, они превращаются в делящиеся изотопы Рн-239 и U-233. Таким путем запасы ядерного топлива теоретически увеличиваются более чем в 100 раз за счет использования урана и еще в 2—3 раза за счет использования тория. Однако, если учесть при этом различные потери, то ядерные ресурсы возрастут только в 15—25 раз. [c.103]

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]

Запас ядерного топлива в системе реактора и установке регенерации, кг. . Коэффициент воспроизводства. ... Производство ядерного топлива, %/год Время удвоения топлива, лет. ... [c.183]

В отличие от тепловых энергетических установок, где практически минеральное топливо сгорает полностью, в ядерных реакторах используют сравнительно небольшую часть энергии, заключенной в ядерном топливе. Однако в процессе деления атомов урана происходит воспроизводство делящихся изотопов. Поэтому эффективность атомной электростанции определяется не только к. п. д. установки, превращающей тепловую энергию в электрическую, ио и величиной использования ядерного топлива с учетом воспроизводства и последующей переработки отработанного ядерного топлива. [c.169]

В 1973 г. первой в мире введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Эта АЭС используется для трех целей часть тепла идет на опреснительную установку производительностью 120 тыс. м дистиллята в сутки, вторая часть тепла электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии, и, кроме того, АЭС воспроизводит ядерное топливо. Коэффициент воспроизводства равен 1,35. [c.189]

В соответствии с рис. 8.2 топливные сборки активной зоны и зоны воспроизводства помещены в напорном коллекторе, смонтированном на напорной камере корпуса реактора. Активная зона 10 состоит из топливных сборок с ядерным топливом — диоксидом урана значительного обогащения. По торцам и периметру она окружена экраном — зоной воспроизводства из [c.82]

Ядерное топливо, заложенное в реактор, не может быть использовано полностью. Коэффициент использования ядерного топлива в настоящее время очень низок. На 1 т ядерного топлива, заложенного в реактор, до замены отработавшего урана новым выгорает всего около 3 кг урана. Возможен процесс воспроизводства топлива. Уран 235, сгорая, производит из урана 238 плутоний 239, который может быть использован в качестве ядерного горючего (природный уран состоит из 99,3% урана 238 и 0,7% урана 235). [c.188]

Возможность иметь частичное, а при определенных условиях полное и даже расширенное воспроизводство (конверсию) делящихся нуклидов, т. е. получение вторичного ядерного топлива из воспроизводящих ядерных материалов и [c.87]

По данным ядерно-физических расчетов или анализов отработавшего топлива известны содержание ( 5 , 9 4 ) делящихся нуклидов 2 Pu и 2 Ри) в отработавшем (выгруженном из реактора) топливе, а также инт альный коэффициент воспроизводства вторичного топлива (КВ), т. е. возникновения из делящихся на тепловых нейтронах изотопов плутония (2з Pu и 2 Ри) . Пользуясь приведенными в 4.4 соотношениями, покажем примерный порядок расчета. [c.100]

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]

Современная атомная энергетика, как отечественная, так и зарубежная, основана в первую очередь на реакторах, охлаждаемых водой (в СССР это реакторы ВВЭР и РБМК). Атомная энергетика будущего ориентируется на расширенное воспроизводство ядерного топлива, поскольку ресурсы последнего, как и традиционных топлив, ограничены. В СССР успешно эксплуатируются реакторы-размножители БН-350 и БН-600, проектируются более мощные реакторы с охлаждением жидким металлом. В последние годы (1979—1982) Атомиздатом и Энергоиздатом выпущена серия учебных пособий Ядерные реакторы и энергетические установки под общей редакцией академика Н. А. Доллежаля, в которых содержится описание характеристик ядерных реакторов, методик расчета теплофизических параметров каналов различного конструкционного исполнения, анализ теплотехнической надежности и др. [c.3]

Развитие атомной энергетики в ССО осуществляется для удовлетворения потребностей народного хозяйства в злектроэнергии, в теплофикации городов и промышленных объектов, энергообеспечении в перспективе ряда энергоемких технологических процессов (в металлургии, химии). В предстоящие годы суммарная мощность атомных энергетических установок различного назначения должна удваиваться примерно в каждые 8-10 лет. Основу атомной энергетики в СССР и за рубежом в настоящее время составляют атомные электростанции с реакторами на тепловых нейтронах корпусного и канального типа (водо-водяные энергетические реакторы - ВВЭР, реакторы больщой мощности кипящие - РБМК) и на быстрых нейтронах (корпусного типа - БН). Реакторы на тепловых нейтронах обладают сравнительно высокой экономичностью, реакторы на быстрых нейтронах - высоким коэффициентом использования и воспроизводства ядерного топлива. Единичная мощность этих реакторов непрерывно возрастает, достигая к настоящему времени 1000 1500 МВт. [c.5]

Для перспективного плана развития ядерной промышленности весьма желательно добнтьея возможности получения новых атомов ядерного топлива по крайней мере с той же скоростью, с которой они расходуются. В среднем не мепее двух нейтронов от каждого делящегося атома должны находить надлежащие мишени (атом топлива для поддержания цепной реакции н атом для получения вторичного ндерного топлива), ниаче воспроизводство ядерного топлива не будет соответствовать его расходу. [c.812]

Работа ядерного реактора на тепловых нейтронах с обеспечением полного воспроизводства ядерного топлива возможна, по-видимому, только при условии применения тория и Сравнение трех видов ядерного топлива в отношении количества нейтронов, выделяющихся на каждый 1Югло- [c.812]

В реакторах на быстрых нейтронах применение торня н должно обеспечить возможность воспроизводства ядерного топлива, хотя применение в этих реакторах также обеспечивает это воспроизводство. Ядер- [c.813]

Воспроизводство ядерного топлива имеет место практически в любом реакторе, спроектированном для производства энергии, в котором наряду с делящимися содержатся сырьевые, воспроизводящие материалы и Если не рассматривать гипотетический случай использования сверхобогащенного ( 90%) уранового топлива для некоторых специальных реакторов (например, высокопоточных исследовательских, материаловедческих реакторов), то во всех ядерных реакторах, применяемых в энергетике, наряду с выработкой энергии будет иметь место частичное, а при создании определенных условий полное и даже расширенное воспроизводство ядерного топлива (изотопов плутония), обладающего Столь же высокой калорийностью, как и Плутоний может быть выделен из отработавшего топлива на заводах химической переработки в чистом виде и использован для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива. [c.91]

В РБН ядрами захватывается больше нейтронов, чем в РТН. Отношение суммарных сечений захвата к сечениям деления для РБН в 20—30 раз выше, чем для РТН. Следствием этого, а также и лучшего баланса нейтронов в РБН является более высокий коэффициент воспроизводства (КВ) плутония, обеспечивающий расширенное воспроизводство ядерного топлива. Большое влияние на увеличение КВ оказывает структура размещения деля щихся и врспроизводящих нуклидов (в твэлах, ТВС и в целом в активной зоне). Разрабатываются различные концепции оптимальных активных зон, в том числе гетерогенных зон и т. п., позволяющих получить КВ больше 1,5. [c.330]

Основные системы термоядерной электростанции с реактором-токамаком и их взаимосвязь показаны на рис. 9.56. Она включает в себя разрядную камеру I, в которой осуществляется нагрев плазмы и реакция синтеза сверхпроводящую электромагнитную систему 2, обеспечивающую образование плазмы с помощью вихревого электрического поля, удержание этой плазмы в вакуумном объеме, теплоизоляцию ее от стенок, а также создающую ди-верторную конфигурацию магнитного поля блан-кет 3, окружающий вакуумную камеру и состоящий из вакуумной стенки (За) и зон преобразования нейтронной энергии в теплоту (36), воспроизводства ядерного топлива (Зв) и радиационной защиты (Зг) систему питания сверхпроводящих электромагнитных обмоток 4 систему 5 извлечения трития (5а), подготовки (56) и инжекции (Je) вещества вакуумную систему 6, поддерживающую необходимый вакуум в вакуумной камере (ба), инжекторах (66) и криостатах сверхпроводящих электромагнитных обмоток (бв) криогенную систему 7, обеспечивающую необходимым количеством хладагента сверхпроводящие электромагнитные системы, криопанели инжекторов нейтральных атомов в вакуумные системы, а также другие устройства, работающие при криогенных температурах систему инжекции нейтральных атомов 8, осуществляющую нагрев плазмы до температуры 12 кэВ (по условиям зажигания) систему преобразования теплоты в электрическую энергию 9, включая тепловые аккумуляторы (9а), парогенераторы (96), турбины (9в), электрогенератор (9г) и другое оборудование систему /О загрузки ( 0а) и извлечения (106) топлива систему управления, контроля, защиты II, [c.542]

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы Я. р. в нём накапливаются осколки деления (см. Деление атомного ядра) и образуются трансурановые элементы, гл. обр. Ри. Накопление осколков вызывает уменьшение реактивности Я. р. Это наз. отравлением Я. р. (в случае радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление вызывает гл. обр. Хе, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6-10 барн). Его период полураспада 7 , = 9,2 ч, выход при делении 6—7%. Осн. часть Хе образуется в резуль-тате распада (Гу =6,8 ч). При отравлении /(Гэф уменьшается на 1 —3 %. Большое сечение поглощения Хе и наличие промежуточного нуклида приводят к двум важным следствиям 1) к увеличению концентрации Хе и, следовательно, к уменьшению реактивности Я. р. после его остановки или снижения мощности ( йодная яма ) 2) из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф и мощности Я. р. Колебания возникают тем легче, чем больше Я. р. (неск. м) и чем больше поток нейтронов (Ф>10 нейтрон/см с). [c.921]

В 1969 г. Ок-Риджской лабораторией и фирмами Галф дженерал атомик и Бабкок энд Уилкокс под руководством Отделения реакторов и технологии КАЭ были выполнены расчетные проработки газоохлаждаемого реактора-размножителя, которые показали, что использование в таком реакторе разработанных для БН стержневых твэлов со стальными оболочками и окисным уран-плутониевым топливом позволяет получить более высокий коэффициент воспроизводства, однако объемная плотность теплового потока активной зоны оказывается меньшей, что существенно снижает преимущества реакторов ВГР. Переход в реакторах ВГР к более теплопроводному карбидному топливу и использование более тонких стальных покрытий и конструкции вентилируемых твэлов позволяет существенно увеличить объемную плотность теплового потока, что наряду с большим коэффициентом воспроизводства обеспечивает их решающее преимущество, по сравнению с реакторами ВН, в снижении почти вдвое времени удвоения ядерного топлива. В табл. 1.6 приведены результаты исследований влияния вида топлива на важнейшие характеристики реактора ВГР мощностью 1 млн. кВт с обычными стержневыми твэлами и температурой металлической оболочки 700° С. [c.32]

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]

Благодаря ядерным свойствам жидких металлов они находят применение в качестве теплоносителей преимущественно в реак-торах-размножителях на быстрых нейтронах. Высокие теплопередающие свойства жидких металлов позволяют использовать их и в реакторах на тепловых нейтронак. Считается перспективным и применение реакторов с так называемым жидкометаллическим горючим, в которых ядерное топливо растворено в жидком металле и в виде раствора циркулирует в активной зоне и зоне воспроизводства. [c.147]

Накопленный к настоящему времени опыт строительства и Элоплуа-тации АЭС, а также значительный рост мощностей отдельных блоков и станций в целом позволили сн г- ить себестоимость вырабатываемой на АЭС электроэнергии до уровня, достигнутого на обычных ТЭС, або-тающих на органическом топливе. Предполагается, что в ближайшие 2—3 года себестоимость электроэнергии АЭС для некоторых районе будет ниже себестоимости электроэнергии ТЭС. iB этой связи прогнозы на ближайший период по вводу новых мощностей на АЭС являются довольно оптимистичнымп. На рис. 9-3 представлена перспектива развития АЭС я темпов роста ввода новых агрегатов на ближайшие 40 лет (Л. 218]. Развитие АЭС предполагает широкое внедрение реактв-ров на быстрых нейтронах, позволяющих использовать природный уран и обладающих важным свойством расширенного воспроизводства ядерного горючего. [c.198]

Ядерное топливо, содержащее только природные делящиеся нуклиды, называется первичным, а топливо, содержащее нуклиды, полученные искусственным путем, — вторичным. Основная масса природного урана и весь находящийся в природе торий (232Th) представляют собой природный ядерный материал, пригодный для воспроизводства, т. е. для получения искусственных делящихся нуклидов, или вторичного ядерного топлива . [c.81]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...