Реактор на быстрых тепловых нейтронах

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]

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]

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]

В зависимости от энергии нейтронов, которые вызывают основную часть делений ядер горючего, реакторы подразделяют на быстрые, промежуточные и тепловые. Тип реактора зависит от соотношения количества замедлителя, горючего и других материалов, находящихся в его активной зоне, их геометрического расположения и размеров реактора. В реакторе на тепловых нейтронах энергия нейтронов, вызывающих наибольшую часть делений, обычно не превышает 0,2 эв. В реакторе на промежуточных нейтронах энергия большинства нейтронов, вызывающих деление, составляет 0,2 эе —100 кэв. В реакторе на быстрых [c.8]

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]

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]

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]

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]

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 соответствии со структурой энергетического баланса, показанной в табл. 6-3, один из возможных вариантов мирового потребления энергетических ресурсов в рассматриваемый период может быть представлен, с точки зрения автора, цифрами табл. 6-4. Представляет интерес сопоставление, сугубо ориентировочное, предполагаемого расхода энергетических ресурсов по уровню 2020—2030 гг. (табл. 6-5) с данными об их запасах в мире, приведенными в табл. 2-2. Запасы ядерного горючего выше указанных в таблице, так как приведенные цифры даны применительно к реакторам на тепловых нейтронах, в то время как использование реакторов на быстрых нейтронах уменьшает расход ядерного горючего в 30—50 раз не учитывают запасы исходного горючего для термоядерных реакций. [c.121]

На основе проделанной работы в СССР было обеспечено осуществление программы строительства атомных электростанций средней и большой мощности, главным образом, в районах европейской части страны, где ощущается дефицит топливных ресурсов создание атомных реакторов на быстрых нейтронах, позволяющих полнее использовать энергию урана-238 углубление концепций использования энергии деления тяжелых ядер как для целей энергетики, так и промышленности, что может быть реализовано путем создания высокотемпературных реакторов на тепловых нейтронах и т. п. [c.169]

Главной особенностью энергетических реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только теплову ю и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить ядерное топливо. Реактор на быстрых нейтронах позволяет достаточно полно использовать запасы ядерной энергии, содержащейся в естественном уране. АЭС с реакторами на быстрых нейтронах могут сочетаться с реакторами на тепловых нейтронах, поскольку последние нарабатывают плутоний-239, необходимый для реакторов на быстрых нейтронах. [c.188]

В Советском Союзе была осуществлена разносторонняя программа теоретических и экспериментальных исследований в этой области. Первый опытный реактор на быстрых нейтронах был сооружен в 1955 г., а в 1956 г. был пущен новый образец реактора мощностью 100 кВт с ртутным охлаждением. В 1959 г. были проведены исследования натрия в качестве охладителя на реакторе мощностью 5 МВт на быстрых нейтронах. С целью комплексного исследования твэлов и материалов для реакторов на быстрых нейтронах в 1969 г. была создана установка БОР-60 тепловой мощностью 60 МВт. На основе фундаментальных исследований было принято решение принять охлаждение реактора на быстрых нейтронах жидким натрием. [c.188]

И еще одна проблема при разработке топливно-энергетического баланса крайне важна. Это рассмотрение перспектив перехода от реакторов на тепловых нейтронах к созданию новых атомных реакторов на быстрых нейтронах, которые дают возможность использовать уран 238. Его удельный вес в урановой руде равен 99,3%. В реакторах на быстрых нейтронах образуется элемент плутоний 239, используемый в последующем для производства электроэнергии. Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах, кроме производства электроэнергии, нарабатывают (воспроизводят) атомное горючее. [c.10]

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]

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 десятой пятилетке начались работы по использованию ядерного топлива для производства тепловой энергии, начато сооружение первых атомных станций теплоснабжения (A T) мощностью по 3600 ГДж/ч каждая в Горьком и Ворон еже. Введены в работу первый реактор водоводяного типа (ВВЭР-1000) мощностью 1 млн. кВт на Нововоронежской АЭС и мощный атомный реактор на быстрых нейтронах мощностью 14 [c.14]

В реакторах на тепловых нейтронах с водным теплоносителем использовать обедненный уран невозможно. Но использование природного и даже обедненного урана вполне возможно в реакторах на быстрых нейтронах или в быстрых реакторах (БР). В этом причина и необходимость создания таких мощных промышленных энергетических реакторов, требующих для своего охлаждения специальных теплоносителей, например жидкого натрия. Эти реакторы характеризуются зоной воспроизводства, в которой размещается обедненный уран для получения из него плутония и последующего его деления. Но для функционирования таких реакторов в их активную зону необходимо загружать или уран, обогащенный по до 25%, или лучше плутоний, который можег быть выгружен из тепловых реакторов. Это означает, что длительное время будут сосуществовать тепловые и быстрые реакторы. Когда говорят, что урана для энергетических реакторов хватит на 500 и более лет, то имеют в виду также использование обедненного урана. [c.12]

Составляющие АЭС с реактором на быстрых нейтронах АЭС с реактором на тепловых нейтронах ТЭС [c.172]

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]

Более точной является двухгрупповая диффузионная модель реактора. Она позволяет приближенно учесть различие пространственного распределения нейтронов разных энергий. В этой модели плотность потока быстрых и надтепловых нейтронов Фо (г) описывается с помощью одного диффузионного уравнения, а поток тепловых нейтронов Фо(г) —с помощью другого уравнения. Рещения этих уравнений в каждой области (активная зона, отражатель, зона воспроизводства и др.) сщиваются > с соответствующими рещениями в прилегающих областях при подходящих граничных условиях для каждой группы с учетом требований, налагаемых на решения в центре и на внешней границе реактора. Интенсивность источников тепловых нейтронов в каждой области пропорциональна плотности потока быстрых нейтронов, а в областях, содержащих делящийся материал, интенсивность источников группы быстрых нейтронов пропорциональна плотности потока тепловых нейтронов. [c.40]

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]

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]

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]

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]

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]

Для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем небольших размеров, где утечка является доминирующим фактором, возникновение пузырей в натрии приводит к получению dpldT<0. Но в энергетических реакторах, пригодных для промышленных целей, чаще возникает увеличение реактивности в результате ужесточения спектра нейтронов и dpjdT>0, что видно из кривой на рис. 7.11. Когда это было открыто, проектировщики реакторов были обескуражены. Это длилось до тех пор, пока не было установлено, что другой важный температурный эффект, открытый ранее для реакторов на тепловых нейтронах (эффект Доплера), играет большую роль и в реакторах на быстрых нейтронах. [c.179]

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]

I 1 г урана-235 эквивалентен по отдаче тепла 3 т угля, а один грамм дейтерия — т угля, в реакторах, работающих н тепловых нейтронах, используется в основном уран-235 и до 1% урана-238. jB недалеком будущем АЭС будут оснащаться реакторами-размножителями ка быстрых нейтронах. Эти реакторы не имеют замедлителей, и часть нейтронов, испускаемых в процессе распада урана-235, поглощается ураном-238, который в результате множества производственных циклов превращается в плутоний-239, также используемый в качестве ядерного топлива. По данным академиков В. А. Кириллина и М. А. Стыри-ковича, реактор-размножитель позволит примерно в 20 раз полнее использовать ядерные ресурсы по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Это позволит резко увеличить ресурсы ядерного топлива i [c.32]

Величина пересчетного коэффициента для урана зависит от способа производства электроэнергии она составляет 860 ГДж/кг в обычных реакторах, 1700 ГДж/кг для обогащенного продукта в некоторых обычных реакторах, 42 000—51 750 ГДж/кг в реакторах-размножителях и даже 83 000 ГДж/кг — в реакторах на быстрых нейтронах. Верхний предел для обычных реакторов устанавливается по количеству энергии, выделяющейся при теоретически полном делении 1 кг U235. равному 2800 т у. т., а нижний предел можно получить, если считать, что деление переходит у 50 % U235, на который приходится 1/140 природного урана, это дает 10 т у. т./кг. Обычно в атомной энергетике применяется величина 14,3 т у. т./кг, и она используется для пересчета 1,69 млн. т доказанных резервов урана при условии использования в обычных реакторах (а пока реально действуют только они). В таком случае доказанные резервы урана составят 24,2 млрд, т у. т. Тепловой эквивалент в реакторах на быстрых нейтронах и размножителях может быть в 50—60 раз больше, так что в этом случае доказанные резервы составили бы 1200—1500 млрд, т [c.81]

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]

В ближайшее десятилетие, очевидно, будет накоплен опыт проектирования, сооружения и эксплуатации реакторов, который позволит всесторонне оценить достоинства и недостатки различных типов тепловых реакторов и определить перспективы дальнейшего их развития. Однако, по-видимому, только быстрые реакторы-размножители, позволяющие осуществить расширенное воспроизводство ядер-ного топлива, могут обеспечить развитие энергетики на многие столетия. В связи о этим в 10-й пятилетке в нашей стране началось промышленное освоение реакторов на быстрых нейтронах. [c.3]

Основу современной атомной энергетики составляют ядерные реакторы на тепловых нейтронах, которые будут определять ее структуру и расход природного урана на ближайшее десятилетие. Однако с учетом ограниченных запасов дешевого природного урана широкое развитие атомной энергетики возможно лишь на основе ядерных реакторов на быстрых нейтронах, в которых возможно расширенное воспроизводство делящегося ядерного горючего и повышение в 30— 40 раз эффективности использования природного урана. Экономически необходимый темп удвоения производства электроэнергии в большинстве стран мира составляет 8— 10 лет, а ожидаемый аемп удвоения мощностей ядерной энергетики — 5 лет [1.1]. Атомная энергетика может выполнить возлагающиеся на нее надежды и стать определяющей в энергообеспечении, если будут созданы быстрые реакторы с временем удвоения вторичного делящегося ядерного горючего 4 — 6 лет [1.1]. В этом случае в топливном балансе ядерной энергетики определяющая роль переходит к плутонию, нарабатываемому в быстрых реакторах, а система АЭС с тепловыми и быстрыми реакторами будет способна обеспечить саморазвитие при ограниченном потреблении ресурсов природного урана на начальном этапе с последующей работой системы АЭС на отвальном уране и вторичном плутонии из быстрых реакторов. [c.3]

SRAKT -WR — реактор на быстрых нейтронах с внешним расположением элементов, эмиттеры нагреваются за счет теплового излучелия. [c.27]

Чтобы повысить эффективность работы трубчатых анодов ядерных ТЭП из ноликристаллического молибдена, на их внутреннюю поверхность наносят молибденовые покрытия с преимущественной текстурой ПО , обладающей максимальной работой выхода электронов (по сравнению с поликристалличе- ским материалом без текстуры). Для повышения коррозионной стойкости в натриевом и свинцово-висмутовом жидкометаллических теплоносителях стальные оболочки твэлов и тепловые трубы активной зоны реакторов на быстрых нейтронах также покрывают молибденом. Молибденовые покрытия наносят на ампулы изотопных генераторов и других деталей ядерных установок небольшой мощности. [c.105]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...