Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

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]

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]

Большая часть электроэнергии, производимой в США, вырабатывается на базе органического (прежде всего — нефти) и ядерного топлива. В настоящее время почти во всех районах страны себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС, ниже себестоимости электроэнергии, производимой на ТЭЦ, работающих на угле считается, что плутоний, образующийся в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, станет еще более дешевым источником энергии, хотя многие хорошо осведомленные специалисты с этим не согласны. В следующей главе будут подробно рассмотрены вопросы, относящиеся к использованию ядерной энергии. [c.112]

Таким образом, видно, что на начальной стадии становления ядерной энергетики необходимо было уделять больше внимание созданию реакторов различного типа. Может оказаться, что сейчас это слишком поздно. Промышленность сейчас находится в очень неопределенном положении, а для окончательного определения направления дальнейшего развития АЭС требуется некоторое время. Успешная разработка промышленного реактора-размножителя на быстрых нейтронах может повернуть общественное мнение в направлении дальнейшего развития ядерной энергетики. [c.175]

РЕАКТОРЫ-РАЗМНОЖИТЕЛИ НА БЫСТРЫХ нейтронах [c.176]

Если проект реактора-размножителя на быстрых нейтронах (реактор БН) окажется успешным, то он может стать самым важным источником теплоты для производства электроэнергии в ближайшие 100 лот. Для решения многочисленных проблем, связанных с претворением в жизнь программы промышленного освоения реакторов БН, были затрачены огромные усилия и средства. В США будущее реакторов БН очень неясно. Прежде чем обсуждать эти проблемы, рассмотрим работу реакторов БН, основываясь на физике реактора, разработанной к настоящему моменту. [c.176]

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

При проектировании реактора БН, как и легководных реакторов, одной из основных проблем является зависимость реактивности от температуры. Очевидно, что для безопасной эксплуатации dp/dT должно быть отрицательным. Эта проблема была интенсивно изучена только для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидким натрием в качестве теплоносителя. В реакторах этого типа главная проблема состоит в возникновении пузырей, образующихся в натрии из-за его кипения, или даже общей потере натрия вследствие аварии. Из-за образования пузырей в натрии ужесточается спектр нейтронов R результате эффекта снижения замедления внутри пузырей и увеличиваются утечки из активной зоны реактора из-за снижения эффекта рассеяния в пузырях. [c.179]

Увеличение резонансного поглощения в большом энергетическом диапазоне является основным фактором, влияющим на значение нейтронного потока в реакторе БН. Так как это захват в воспроизводящем материале, то истинным результатом доплеровского уширения являются существенное снижение количества нейтронов и соответствующая потеря реактивности. Эта потеря реактивное может быть больше, чем добавочное увеличение реактивности, из-за ужесточения спектра, если воспроизводящая составляющая зоны достаточно большая по сравнению с составляющей деления. И, как следствие, обогащение топлива для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем будет ограничено в пределах 12—25 %. Даже с этим ограничением температурные отрицательные значения коэффициентов реактора на быстрых нейтронах достаточно малы — около 2- Ю" . [c.179]

Реактор-размножитель на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем [c.179]

Рис. 7.12. Реактор-размножитель на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (интегральная схема)

Последним типом реактора-размножителя, который здесь рассматривается, является ре-актор-размножитель с расплавленной солью. Финансирование работ по реактору этого типа осуществляется на минимальном уровне, достаточном только для того, чтобы поддерживать знания в области этой технологии, к которой можно было бы обратиться в случае появления каких-либо серьезных проблем, связанных с разработкой реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. В 1972 г. КАЭ приняла решение о еще большем сокращении финансирования этих работ, что привело к свертыванию дальнейших исследований в этой области. Возможно, новый взгляд на состояние энергетики приведет к возобновлению исследований и разработок в области реактора- размножителя, с расплавленной солью. Этот реактор представляет собой реактор-размножитель на тепловых нейтронах, не использующий спектр быстрых нейтронов, требующийся для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидкометаллическим или газовым теплоносителем. Для того, чтобы получить показатель т) = 2, требуемый для воспроизводства ядерного горючего, в качестве делящегося Ш [c.182]

АЭС Энрико Ферми, Лагуна Бич, штат Миссисипи Реактор-размножитель на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением 60,9 1963 1973 [c.202]

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]

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]

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]

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]

Успешное внедрение реакторов-размножителей на быстрых нейтронах позволило бы использовать руду с низким содержанием урана, что в настоящее время не может быть осуществлено. Например, можно было бы думать об использовании сланцев, залегающих на большей части территории штатов Теннесси, Кентукки, Огайо, Индиана и Иллинойс. Пред-гТоложим, можно было бы извлечь и использовать слой скального грунта плотностью 2,5г/см с содержанием урана 150 г/м . Если с каждого квадратного метра поверхности земли можно было бы получить 5 м такой руды, то потребовалось бы разрабатывать залежи этой руды на площади менее 5 км , чтобы получить столько энергии, сколько содержится во всех, имеющихся в США запасах нефти. Еще более эффективной оказалась бы разработка таких месторождений, если бы удалось использовать содержащийся в скальном грунте торий для производства в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах расщепляющегося изотопа Единственным ограничивающим фактором в суммарном производстве ядерного топлива Для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах была бы глубина, до которой экономически оправдано и технически возможно вести добычу воспроизводящих материалов. Таким образом, хотя реакторы-размножители на быстрых нейтронах и могут расширить в будущем энергетические ресурсы, они не могут стать тем направлением, на котором человечество окончательно оста- [c.41]

В настоящее время на АЭС в США эксплуатируются только два типа энергетических реакторов реакторы с водой под давлением (PWR) и реакторы с кипящей водой (BWR). Разработан также высокотемпературный реактор с газовым охлаждением, но в США он не нашел промышленного применения. В Канаде создан ураново-дейтериевый реактор типа ANDU, который имеет определенные преимущества (как, впрочем, и недостатки) перед реакторами с водой под давлением и кипящего типа. В настоящее время ведутся работы по созданию реактора-размножителя на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем небольшой опытный реактор такого типа был сооружен в штате Мичиган (АЭС Энрико Ферми, построенная в 1963 г.). Однако этот реактор никогда не работал достаточно надежно и был выведен из эксплуатации. Реакторы с водой под давлением и с кипящей водой используют воду в качестве и замедлителя, и теплоносителя. Им часто дают общее название — легководные реакторы (LWR). [c.162]

В СССР помимо корпусных подо-водяных энерге-ггпческих реакторов (ВВЭР) успешно используются созданные советскими учеными канальные реакторы типа РБМК и реакторы-размножители на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН, установленные на Шевченковской и Белоярской АЭС, (Примеч. ред.) [c.163]

Кроме малой утечки радиоактивности, газоохлаждающие реакторы имеют другое существенное преимущество перед легководными реакторами термический КПД практически такой же, как и в ТЭС на органическом топ- ливе аналогичной мощности. Таким образом, в конденсатор отводится такое количество теплоты, которое позволяет использовать оборотную систему с градирнями, что существенно для предотвращения теплового загрязнения водотоков и водоемов. В добавление к этому техническая реализация газоохлаждаемых реакторов естественным образом приводит к разработке следующего поколения ядерных реакторов — реакторов - размножителей на быстрых нейтронах. [c.175]

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 настоящее время изучаются три конструкции реактора-размножителя реакторы-размножители на быстрых нейтронах с жидко-металлическим теплоносителем (LMEBR), газоохлаждаемые реакторы-размножители на быстрых нейтронах и реакторы-размножители с расплавленной солью в качестве теплоносителя. Только один из этих типов — реактор-размножитель на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем тщательно разрабатывается (хотя и не без проблем см. ниже). Два других типа имеют ряд преимуществ перед реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллнческим теплоносителем, а также некоторые недостатки. Рассмотрим все три типа. [c.179]

Многие преимущества этого реактора перед реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, казалось бы, предопределяют его развитие, но, как мы знаем, одни научные предпосылки подчастую недостаточны для принятия принципиальных решений. [c.182]

Основным преимуществом реактора-разм-ножителя с расплавленной солью является то, что в нем не используются топливные стержни и имеется возможность практического воспроизводства топлива на месте. Первое преимущество может стать решающим при развитии мощностей коммерческих реакторов-размножителей из-за огромной трудности, с которой столкнулись при испытании современных топливных сборок в условиях, близких к существующим нейтронным и тепловым полям реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жпдкометаллическим теплоносителем и газовым охлаждением. Воспроизводство топлива на месте также представляет собой исключительно заманчивую перспективу, несмотря на трудности, с которыми, возможно, предстоит столкнуться для достижения необходимого уровня безопасности, — придется прокачивать высокорадиоактивные материалы через всю систему. [c.182]

Другим важным преимуществом реактора-размножнтеля с расплавленной солью является то, что конечным продуктом воспроизводства является не плутоний, а уран. Уран, даже будучи радиоактивным, не в такой степени токсичен и опасен, как плутоний. Многие критики программы исследования реактора-размножителя на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем используют только один этот факт как довод, достаточный для перехода на программу реакторов-размножителей с расплавленной солью. [c.182]

Авария на АЭС Энрико Ферми с реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем уже обсуждалась. Это была ои1ибка проекта или не- [c.188]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...