Реактор-размножитель

К настоящему времени появились и другие типы реакторов. Использование, например. реакторов-размножителей на быстрых нейтронах позволяет воспроизводить ядерное горючее на 25—40 % больше затраченного топлива. При этом из находящегося [c.190]

Разница в значениях КВ у реакторов GBR-4 и БН получается в основном за счет уменьшения вредного поглощения нейтронов в теплоносителе. При переходе к карбидному топливу и увеличении давления гелия до 12,0 МПа время удвоения топлива в реакторе GBR-4 уменьшается с 12,2 до 9,0 лет. Европейская Ассоциация по газоохлаждаемым реакторам не ставит перед собой задачу создания реактора-размножителя с малым временем удвоения. [c.36]

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]

Среди всех типов реакторов особое место занимают энергетические реакторы-размножители (или, что то же, бридеры). В этих реакторах одновременно с выработкой электроэнергии идет процесс расширенного воспроизводства горючего за счет реакции (П.9). Воспроизводство идет и в большинстве обычных реакторов, при- [c.586]

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]

С созданием энергетических реакторов-размножителей запасы энергии в земной коре стали практически неограниченными, поскольку топливом стал не только уран 92 1 - , но и значительно более распространенный уран а в перспективе и торий 9()Th 2. [c.597]

Колоссальность запасов тория и урана обусловлена тем, что они содержатся не только в специальных рудах, но и в таких повсеместно распространенных материалах, как гранит. В каждой тонне гранита в среднем содержится 3 г урана и 12 г тория. Даже при потреблении энергии 5-10 МВт (на два порядка выше, чем сейчас) энергетических запасов урана и тория в граните хватит более чем на 10 лет. Таким образом, создание реакторов-размножителей является не просто очередным техническим достижением, но и решением проблемы снабжения человечества энергией на много геологических эпох вперед. Перспективная стоимость переработки одной тонны гранита оценивается примерно в два рубля. Для верхней границы стоимость 1 кВт-ч энергии получается 0,2 коп. — цифра, сравнимая со стоимостью электроэнергии на существующих угольных электростанциях. [c.597]

В настоящее время на действующих атомных электростанциях используются различные типы реакторов — охлаждаемые водой под давлением, охлаждаемые кипящей водой (канальные и корпусные), газоохлаждаемые (гелием, углекислотой), реакторы-размножители, охлаждаемые жидкометаллическими теплоносителями (натрием и сплавом натрия и калия). [c.552]

В большинстве случаев в ядерных реакторах, работающих на медленных нейтронах, применяют природный уран, поскольку обогащение урана для повышения в нем содержания увеличивает его стоимость. При работе на быстрых нейтронах возможно пользоваться реакторами-размножителями, в которых количество вновь образующегося делящегося материала при протекании цепной реакции превосходит количество первоначально загруженного. [c.465]

Воспроизводство и накопление делящихся материалов в реакторах-размножителях в будущем может обеспечить развитие мощностей АЭС. [c.465]

Принят к осуществлению проект АЭС мощностью 600 Мет с реактором-размножителем БН-600 на быстрых нейтронах, который сможет обеспечить темп роста энергетических мощностей на 12—15% в год без подпитки реакторов обогащенным ураном. [c.467]

Особые перспективы имеют реакторы-размножители, работающие на быстрых нейтронах и использующие в качестве первичного топлива U-238 (переходит в Ри-239) и Th-232 (переходит в U-233). Они должны увеличить запасы ядерного топлива деления в 20— 30 раз. Опытно-промышленные образцы таких реакторов уже работают. Однако для их широкого строительства и эксплуатации необходимо еще решить ряд важных научных, технических и конструкторских задач. [c.148]

И наконец, носители ядерной энергии — ядерные топлива. Делению тепловыми нейтронами поддается только фан-235, содержание которого в природном уране ),712%, остальное — уран-238. Последний захватывает тепловые нейтроны, и получить цепную реакцию можно лишь в реакторах очень больших размеров. Поэтому природный уран обогащают на 2—20% ураном-235. В двухступенчатом режиме с получением нового ядерного топлива — плутония-239 и урана-233 — можно применять уран-238 и торий-232, но только деля их быстрыми нейтронами. Это повысит эффективность использования урана с учетом потерь в 20—30 раз и увеличит ресурсы ядерного топлива деления в 2 раза. Такие реакторы-размножители имеют небольшие габариты и вес, им сулят большое будущее. И это все. [c.141]

Изобилующее солнцем и постоянными ветрами Южное полушарие, получив чувствительное подкрепление в виде атомных реакторов-размножителей, превращается [c.50]

Реакторы-размножители на быстрых нейтронах [c.39]

Рис. 2.22. Схема потока вещества и энергии в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах

Схематически действие реактора-размножителя на быстрых нейтронах показано на рпс. 2.22. В результате реакции деления в ядерном горючем образуются быстрые [c.40]

Несмотря на свойственные им недостатки, реакторы-размножители на быстрых нейтронах могут в перспективе иметь большое значение, поскольку их внедрение обеспечит многократное увеличение запасов урана. Это, в свою очередь, может достаточно далеко отодвинуть наступление такого времени в будущем, когда производство энергии на АЭС станет настолько дорогим, что понадобится широкое использование альтернативных источников энергии, например солнечной, применение которых в результате станет экономически оправданным. [c.41]

Основные тенденции в усовершенствовании ядерных реакторов АЭС заключаются в увеличении единичных мощностей, знергонапряженности топлива, повышении к. п. д. и коэффициента воспроизводства. Наиболее полно этому удовлетворяют новые типы ядерных реакторов с гелиевым охладителем— высокотемпературный реактор на тепловых нейтронах (ВГР) ч реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БГР) [1]. [c.3]

Таким образом, высокотемпературные реакторы с шаровыми твэлами, выполненные по принципу одноразового прохождения активной зоны, наиболее полно удовлетворяют требованию достил<ения высокой температуры гелия на выходе из реактора. Возможности измельчения твэлов и перехода к непосредственному охлаждению гелием микротопливных частиц привели к идее создания газоохлаждаемого реактора-размножителя на быстрых нейтронах (БГР) с полыми коническими кассетами с засыпкой в них микротопливных частиц и продольно-поперечным охлаждением [10]. [c.7]

Как известно, развиваемое в настоящее время направление по созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и окисным уран-плутониевым топливом в стержневых твэлах с покрытием из нержавеющей стали не может обеспечить необходимое время удвоения делящегося материала —6 лет. Причина этого — поглощение нейтронов натриевым теплоносителем и стальным покрытием, смягчение спектра нейтронов кислородом в окисном топливе. При применении гелиевого теплоносителя отпадает необходимость использования стали в качестве защитных покрытий и появляется возможность применения керамического монокарбидного ядер- [c.7]

Ядерная плотность окисного топлива по сравненикг с платностью карбидного и нитридного существенно ниже, а количество легких ядер кислорода, приходящихся на одно тяжелое ядро, равно двум, что является крайне неблагоприятным фактором для топлива реактора-размножителя. Таким образом, окислы урана или сплава уран-плутонии не отвечают всем тре- [c.9]

Для уранового цикла приемлемым обогащением следует считать 2—3%, для уран-плутониевого цикла содержание 24орц должно быть 15—20%i. Как раз такое содержание Ри у плутония, получаемого в экранах реактора-размножителя на быстрых нейтронах [2]. [c.20]

Успешная эксплуатация опытных высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем и строительство прототипов крупных энергоустановок с реакторами ВГР явились толчком к разработкам одновременно во многих промышленно развитых странах газоохлаждаемых реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (БГР). Другой причиной появления конкурирующего с жидкометаллическими натриевыми реакторами БН направления развития реакторов БГР явились определенные трудности в освоении промышленных реакторов БН. В материалах Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии в докладе Карлоса, Фритиса и Лиса и в работе М. Донне были сделаны попытки сопоставления характеристик реакторов БГР и БН. [c.31]

Химическая инертность гелия и возможность высокой степени его очистки от примесей в контуре опытных реакторов ВГР позволяют использовать в качестве оболочек твэлов не только нержавеющие стали, но и ванадий, пироуглерод, карбид кремния и другие керамические материалы [21]. По-видимому, одно из основных преимуществ применения гелия — это возможность использовать в качестве топлива карбиды урана и плутония, что сулит существенное увеличение коэффициента воспроизводства по сравнению с окисным топливом. Нулевая активация гелия, отсутствие существенного замедления им быстрых нейтронов при прохождении через активную зону реактора БГР, а также успешное решение задачи удержания продуктов деления в микротвэлах с керамическими защитными слоями при больших значениях глубины выгорания и возможность непосредственного охлаждения микротвэлов газовым теплоносителем — все эти положительные факторы позволяют реактору БГР конкурировать с реактором-размножителем БН. Основной недостаток гелиевого теплоносителя по сравнению с натриевым — трудности отвода тепла остаточного тепловыделения в аварийных ситуациях при потере герметичности основным [c.31]

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]

Фирмой Галф дженерал атомик разработан известный проект прототипа реактора БГР электрической мощностью 300 МВт и проект промышленного реактора-размножителя ВГР электрической мощностью - 1000 МВт. Оба проекта основываются на многих инженерных решениях, которые осуществлены в прототипе реактора ВГР в США в Форт-Сент-Врейке (HTGR-330), в частности, на интегральной компоновке реакторного оборудования в корпусе из предварительно напряженного железобетона. [c.32]

В ФРГ под руководством профессора Фёрстера в Центре ядерных исследований в Юлихе в 1970 г. была выполнена работа по определению перспектив развития реакторов-размножителей БГР. Были рассмотрены варианты с окисным и карбидным топливом, со стержневыми твэлами с удержанием продуктов деления и вентилируемыми, микротвэлами и определены параметры гелиевого теплоносителя в случае двухконтурной и одноконтурной схем [23] (табл. 1.8). [c.33]

В Европе в 1969 г. была организована Ассоциация по газоохлаждаемым реакторам-размножителям (GBR) из специалистов семи промышленных фирм и представителей научно-исследовательских центров 15 стран Европы в целях оценки и сравнения технико-экономических характеристик реакторов БГР и БН [10]. В результате было выбрано две конструкции твэлов стержневые со стальной оболочкой для реактора GBR-1 и микротвэлы с керамическим покрытием для реакторов GBR-2 и GBR-3. В качестве исходного варианта была выбрана двухконтурная схема электрической мощностью [c.34]

Впервые в мире на совещании экспертов МАГАТЭ по перспективам развития реакторов Б ГР в 1972 г. в Минске советскими специалистами А. К. Красиным, Н. Н. Пономаревым-Степным, С. М. Фейнбергом были поставлены задачи по созданию газоохлаждаемых реакторов-размножителей с временем удвоения топлива примерно четыре-пять лет. При таком времени удвоения топлива открывается возможность увеличения темпов развития АЭС в стране при запланированных потребностях в урановом сырье [11]. Условием получения столь малого времени удвоения топлива в реакторах-размножителях является использование карбидного ядерного топлива, высокие объемная плотность теплового потока в активной зоне и давление теплоносителя. В дальнейшем эти концепции были воплощены в разработки проектов реакторов-размножителей с газовым охлаждением [12]. [c.36]

Наболее перспективной, по-видимому, является идея создания мощного реактора-размножителя с кассетами с насыпным сферическим микротопливом и карбидными сердечниками, умеренным давлением гелия в первом контуре (16 МПа) и инте- [c.36]

Шаровые твэлы высокотемпературного реактора-размножителя БГР, по сравнению с твэлами реактора ВГР, облучаются в активной зоне на порядок большим интегральным потоком быстрых нейтронов (10 нейтр./см ), имеют на два порядка большую среднюю объемную плотность теплового потока (700 кВт/л) и примерно втрое большую энергонапряженность ядерного топлива (400 кВт/кг) при практически одинаковой глубине выгорания ядерного топлива. Помимо этого, защитные оболочки микротвэлов и конструкционные материалы кассет не могут содержать большого количества легких ядер, смягчающих спектр нейтронов в активной зоне реактора БГР, и, следовательно, толщина защитных оболочек должна быть минималь ной, что затрудняет решение вопросов конструкции. [c.37]

Известно несколько конструкций кассет с керамическими микротвэлами для газоохлаждаемых реакторов-размножителей, в которых используется принцип продольно-поперечного омы-вания [10]. Во всех предлагаемых вариантах имеется полость, ограниченная перфорированными стенками и заполненная микротвэлами. Площадь прохода гелия через топливные слои микротвэлов на порядок больше всей площади поперечного сечения активной зоны, а толщина топливного слоя составляет 5—10% высоты активной зоны. [c.37]

Приведенный материал достаточно убедительно подтверждает перспективность развития нового направления в атомной энергетике — высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах ВГР и реакторов-размножителей на быстрых нейтронах БГР с шаровыми твэлами и микротвэлами. [c.106]

В энергетике недалекого будущего новым источникам энергии отводится ведущая роль. Потребление энергии в промыщленных целях на данном этапе развития увеличивается с каждым годом. Обеспечить такой расход энергии только за счет топливных ресурсов земного шара и использования атомной энергии невозможно. Мировые запасы нефти, угля и газа не безграничны. Перспективы получения энергии в широких масштабах в результате ядернэй реакции деления также проблематичны, Правда, положение может улучшиться при использовании техники реакторов-размножителей и при овладении реакцией ядерного синтеза. [c.6]

По составу ядерного горючего различают урановые, плутониевые и тбриевые реакторы, по назначению — энергетические, исследовательские и реакторы-размножители. Энергетические [c.9]

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]

Теплоносителем первого и второго контуров в трехконтурной АПТУ (см. рис. 4.30, б) с начальным и промежуточным перегревом (см. рис. 4.31, е) обычно является натрий. АПТУ по такому циклу наиболее применимы для АЭС с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Теплоносителями третьего контура служат вода и пар. Теплообмен между теплоносителями контуров осуществляется последовательно в промежуточном (натрий — натрий) теплообменнике и в парогенераторе (натрий — вода). [c.215]

В электроэнергетике капиталоемкость будет расти гораздо медленнее, чем в топливной промышленности, несмотря на значительное увеличение в структуре вводимых мош ностей доли атомных электростанций, стоимость которых выше стоимости станций на органическом топливе. Основными факторами, сдерживающ,ими удорожание электроэнергетического строительства в ближайшие двадцать лет, станут дальнейшее укрупнение единичной мош ности основного и вспомогательного оборудования и станций в целом, ввод более дешевых маневренных электростанций, внедрение новых технологических решений, дальнейшая индустриализация и повышение производительности труда в строительстве станций и сетей. Однако в конце XX в. еш,е ош,утимее будет влияние факторов, повышающ,их капиталоемкость электроэнергетики усложнение условий выбора плош адок для крупных электростанций, продвижение энергетического строительства в северные районы, ужесточение норм выброса вредных веп ,еств в атмосферу, увеличение затрат в природоохранные мероприятия в обеспечение надежности и безопасности АЭС и т. д. На ускорении роста удельных капиталовложений может сказаться распространение в начале следуюш,его столетия реакторов-размножителей, а также гибридных термоядерных реакторов, которые, как ожидается, будут дороже обычных атомных станций. [c.24]

А опасен он по нескольким причинам. Во-первых, в нем очень легко начинается реакция деления — большая масса чистого металла испускает такое количество нейтронов в результате самопроизвольных распадов ядер, что вероятность возникновения без воздействия извне неконтролируемой цепной реакции деления становится очень высокой. Величина критической массы , при которой начало реакции становится практически неизбежным, исчисляется несколькими килограммами и зависит от конфигурации, состояния металла и других факторов. Плутоний также очень токсичен. Из-за его высокой радиоактивности попадание в организм даже очень небольшого количества этого элемента может нанести весьма большой вред. По нормам министерства энергетики США максимально допустимая концентрация плутония в воздухе составляет 0,00003 мкг/м . Кроме того, нагретый плутоний в металлическом состоянии очень активно реагирует со многими газами, например воспламеняется в кислородной среде. Эти свойства, а также непрерывный самонагрев металла под воздействием собственной радиоактивности и его хрупкость делают его трудными в производстве, обработке и обращении. По этим причинам правительство США не проявляло последовательной приверженности к реакторам-размножителям. Соображения в пользу реакторов-размножителей будут рассмотрены ниже, пока же заметим, что правительства могут сменять друг друга, но энергетическая ситуация от этого, к сожалению, не меняется. [c.40]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...