Плутоний-уран

Рассказывая о получении элемента № 92, мы умышленно опустили одну важную стадию. Как известно, не всякий уран способен поддерживать цепную ядерную реакцию. Уран-238, на долю которого в природной смеси изотопов приходится 99,28%, на это не способен. Из-за того и превращают в плутоний уран-238, а природную смесь изотопов урана стремятся либо разделить, либо обогатить изотопом урап-235, способным длиться тепловыми нейтронами. [c.92]

В настоящее время трудно оценить, какую абсолютную стоимость будут иметь плутоний, уран-233, кюрий и калифорний, получаемые с помощью взрывной промышленной установки с непрерывным циклом. По самым ориентировочным оценкам, плутоний-239 и уран-233, получаемые с помощью взрывов при большом масштабе производства и при условии удачного решения проблемы дешевой многократной локализации взрывов и проблемы выделения активных веществ из теплоносителя, по-видимому, будут стоить в несколько раз дешевле котельного плутония. Есть соображения, на основании которых можно ожидать, что стоимость сплава трансуранов с такой же критической массой, как и у кюрия-245, будет относиться к стоимости взрывного плутония как 20-30 1. [c.243]

В реакторах ВГР и БГР применяется керамическое топливо— окислы, карбиды и нитриды урана и твердого сплава уран-плутоний. Двуокись урана имеет высокую температуру плавления, химически совместима со многими материалами, в том числе с нержавеющей сталью, не подвержена большим изменениям объема под действием нейтронного излучения и при большой глубине выгорания. Двуокись урана имеет теоретическую плотность около И г/см , однако при процессе спекания-не удается получить образцы с плотностью выше 95% теоретической. Существенные недостатки двуокиси урана — низкая теплопроводность, к тому же уменьшающаяся с ростом температуры, и склонность двуокиси урана к окислению и образованию окислов с большим содержанием кислорода. [c.9]

ЯДЕРНОЕ горючее (УРАН, ПЛУТОНИЙ, ТОРИИ) [c.561]

Редкие металлы —уран (U), торий (Th) и плутоний (Ри) [c.561]

Образование плутония в реакторе происходит в результате радиационного захвата резонансных нейтронов ураном-238 и двух последовательных Рис. 159. процессов р-распада [c.386]

Нептуний и плутоний получили свои названия по названиям планет Нептуна и Плутона, которые расположены в солнечной системе за планетой Уран. [c.416]

Конструктивные особенности атомных энергетических установок, их тепловые схемы и термодинамические циклы определяются типом атомного реактора, применяемым топливом и теплоносителем, а также системой изоляции помещения с повышенным уровнем радиации. В качестве атомного топлива обычно используются уран и плутоний, теплоносителем могут служить вода, газы (гелий, азот, углекислый [c.323]

Даже полуметаллы с ромбоэдрической структурой становятся высокопластичными после очистки сурьма марки СУ—000 при температурах выше 300 С, а висмут чистотой 99,999 %—выше 100 °С. Металлы со сложными типами кристаллической структуры (самарий, марганец, уран, плутоний) при высоких температурах пластичны. [c.24]

Торий, уран и плутоний используют в промышленном масштабе и свойства их изучены достаточно, другие металлы — в малых количествах (до долей грамма), а недавно открытые элементы — в виде отдельных атомов. Это затрудняет изучение их свойств, особенно механических, так как для их определения требуются образцы достаточного размера. Еще большие трудности возникают вследствие малой длительности полураспада радиоактивного металла если для некоторых изотопов актиния, тория, протактиния, урана, нептуния, плутония, америция, кюрия, берклия и калифорния это — годы, то для эйнштейния. [c.169]

Носителями ядерной энергии деления являются тяжелые элементы, поддающиеся делению в одноступенчатом режиме — уран-235, плутоний-239 и в двухступенчатом — уран-238, торий-232. Последние делятся быстрыми нейтронами с получением новых ядерных топлив — плутония-239 и урана-233. Самопроизвольно делятся радиоактивные изотопы Со-60, Sr-90, s-137, Се-144 и др. Синтезу поддаются самые легкие элементы, например изотопы водорода — тритий и дейтерий. [c.42]

Энергоемкость ядерного топлива деления (уран, плутоний, торий) составляет примерно 0,09% полной энергоемкости вещества, пропорциональной массе согласно формуле Е = тс . Так, энер- [c.102]

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]

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]

Помимо урана-235 в ядерных реакторах и ядерном оружии используется плутоний, искусственно получаемый облучением стержней природного урана и по своим ядерно-физическим свойствам несколько превосходящий уран-235. [c.163]

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]

Радиоактивные отходы, содержащиеся в отработавшем ядерном горючем, представляют собой проблему в развитии ядерной энергетики, которую еще предстоит решать. Современные планы развития ядерной энергетики требуют создания заводов по переработке отработавшего ядерного топлива, на которых можно было бы выделять из него уран и плутоний для их последующего использования. Остальная часть отработавшего топлива должна быть надежно изолирована от биосферы на многие годы. Связанные с этим операции-транспортировка, переработка и хранение радиоактивных отходов — представляют собой сложные технические проблемы, которые пока [c.37]

В ранних конструкциях реакторов-размножителей для производства плутония в военных целях использовался чистый металлический уран с обогащением от 25 до 50 % по в виде твэлов с оболочкой из нержавеющей стали, размещенных в активной зоне объемом всего несколько кубических метров (или даже менее 1 м ). В качестве теплоносителя был использован жидкий металлический натрий. Несколько причин послужило причиной выбора этого теплоносителя, а именно жидкий металлический натрий обладает большой теплопроводностью и высокой точкой кипения, он характеризуется относительно низким сечением захвата и он слабо замедляет быстрые нейтроны. Топливную зону окружала зона воспроизводства, состоящая из топлива-воспроизводителя в которой происходило размножение. [c.177]

Селективная экстракция производится в вертикальной противоточной колонне, поток раствора кислоты направлен вниз, а растворителя — вверх. На дне колонны кислота нейтрализуется и жидкие отходы собираются для последующей переработки. В свою очередь растворитель пропускается через вторую колонну, где посредством восстановителя растворимый четырехвалентный нитрат плутония превращается в трехвалентный, нитрат, нерастворимый в органическом растворителе, но растворимый в азотной кислоте. Нитрат урана остается в растворе органического растворителя. Затем как уран, так и плутоний подвергаются дальнейшей очистке и превращаются в форму,-пригодную для изготовления топлива. [c.195]

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]

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]

На складе уже ждали своей очереди тонны графитовых блоков. Согласно представлениям Ферми, графит должен был несколько уменьшать энергию нейтронов, выделяющихся при делении. Слишком быстрые нейтроны были неспособны вызвать цепную реакцию. Поэтому урановые блоки Ферми намечал перемежать с графитовыми. Чтобы цепная реакция не носила взрывной характер, сквозь блоки могли при необходимости пропускаться стержни из кадмия или бора, веществ, активно поглощающих нейтроны. Реактор был нужен для того, чтобы показать возможность развития цепной реакции. Кроме того, Ферми и его сотрудники надеялись получить в реакторе новый материал — плутоний, более удобный, чем уран, для изготовления атомной бомбы. [c.204]

Анализ аргументов противников атомной энергетики в некоторых случаях показывает, что в их число входят отнюдь не только ревнители чистоты полей, лесов и водоемов. Против атомных станций борются, например, представители военно-промышленного комплекса США, не желающие расставаться с ураном и плутонием их не устраивает, что эти редкие элементы будут эффективно использоваться в атомных реакторах станций, а не в атомных боеголовках. Против атомных электростанций выступают также могущественные в капиталистическом мире владельцы гигантских нефтяных и угольных компаний, чьи барыши окажутся под угрозой при широком развитии атомной энергетики. [c.213]

Главная надежда энергетиков — использование так называемых реакторов-размножителей, реакторов на быстрых нейтронах. В них первоначально заложенный уран почти полностью превращается в плутоний, который тоже является атомным горючим . Совсем как в знаменитой сказке братьев Гримм о чудесном горшочке Реактор такого типа успешно эксплуатируется в Советском Союзе уже более 10 лет в атомном опреснителе на полуострове Мангышлак. А совсем недавно реакторный блок на быстрых нейтронах мощностью 600 тысяч киловатт введен в строй на Белоярской АЭС. Советский Союз в области строительства реакторов на быстрых нейтронах значительно опередил все другие страны. [c.215]

В настоящее время в ряде стран ведутся исследования по созданию реактора-размножителя на быстрых нейтронах. Б реакторах-размножителях уран-238 дает плутоний-239, который в свою очередь является еще более активным материалом, чем уран-235. Таким образом, применение реакторов-размножителей позволит использовать более бедные урановые месторождения (вплоть до добычи его из воды океана). Реактор-размножитель на быстрых [c.317]

При облучении урана-238 нейтронами обра.чуется плутонии-239 (см. о котельных реакциях на стр. 512). Вводя в нейтронный поток реактора, загруженного плутонием, уран-238, можно осуществить воспроизводство нового плутония-239. Поэтому если к i-орючему, содержащему плутоний, добавить уран, то скорость снижения реактивности уменьшится вследствие воспроизводства нового плутония, замещающего часть сгоревшего. По этим причинам многим конструкторам энергетических реакторов кажегся заманчивой идея создания горючего из сплава урана с нлу- [c.558]

Необходимо отметить, что плутоний, уран и другие актлноидьг при переработке отработавшего топлива извлекаются не полностью. Следы этих а-излучающих элементов, остающихся в радиоактивных отходах, делают эти отходы также и а-активными. Однако период полураспада а-излучателей, в том числе ( T i/2 = = 24 000 лет), так велик по сравнению с периодом полураспада продуктов деления, что в конечном счете высокоактивные отходы, содержавшие первоначально большие количества продуктов деления, вследствие распада последних становятся преимущественно а-активными отходами. Поэтому захоронение радиоактивных отходов в соответствующие геологические формации больше всего отвечает требованиям надежной долговечной изоляции их от биосферы и экологической системы поверхности Земли. [c.381]

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]

В ИАЭ им. И. В. Курчатова и МО ЦКТИ им. И. И. Ползу-нова были выполнены оптимизационные расчеты по выбору геометрических размеров и относительной толщины покрытия из карбида кремния микротвэлов реактора БГР-1200. При увеличении толщины покрытая увеличивается глубина выгорания ядерного горючего, но происходит смягчение спектра нейтронов и уменьшение коэффициента воспроизводства. Оптимальная относительная толщина покрытия из карбида кремния, обеспечивающая достижение минимального времени удвоения лет), для сердечников из карбида уран—плутония получилась равной 0,05—0,07 диаметра сердечника [25]. [c.38]

Отрицательнее —0,44 в Металлы повышенной термодинамической неустойчивости (неблагородные) Могут корродировать в нейтральных водных средах, даже не содержащих кислорода Литий, рубидий, калин, цезий, радий, барий, стронций, ка.чьций, натрий, лантан, магний, плутоний, торий, нептуний, бериллий, уран, гафний, алюминий, титан, цирконий, ванадий, марганец, ниобий, хром, цинк, галлий, железо [c.40]

Периоды полураспада для всех трансурановых элементов меньше возраста Земли. Поэтому трансурановые элементы не встречаются в природе [за исключением очень слабых следов неп туния и плутония, непрерывно образующихся в (п, y)-реакции на уране]. [c.430]

Актиний, торий, протактиний, уран, нептуний, плутоний, америций, кюрий, берклий, калифорний, эйнштейний, фермий, менделевий, нобелий (жолиотий), лоуренсий (резерфордий), курчатовий, нильсборий, эка-вольфрам, жарений — элементы, следующие за радием, являются радиоактивными металлами. Отличительная особенность их — самопроизвольное превращение неустойчивого изотопа одного элемента в изотоп другого, сопровождающееся испусканием элементарных частиц пли ядер. [c.169]

Производство плутония ведется в ядерных реакторах. При протекании са-моподдерживающейся реакции деления ядер урана-235 часть нейтронов захватывается неделящимися ядрами урана-238. В результате такого захвата и возбуждаемого им процесса радиоактивных превращений в уране наряду с делением ( выгоранием ) урана-235 происходит постепенное накопление плутония в количестве, достигающем 50—80% от количества выгоревшего урана. Последующее извлечение плутония и не использованного полностью урана-235 из облученных урановых стержней производится на специальных радиохимических заводах. [c.163]

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]

ГТьюрекс-процесс, применяемый на заводе по переработке топлива в Вест-Валли, штат Нью-Йорк, схематически показан на рис. 7.22 (в настоящее, время этот завод не эксплуатируется). Топливные элементы при помощи механических ножниц разрубаются на мелкие части. При этом высвобождаются газообразные и летучие продукты деления. Раньше газообразные и летучие продукты деления просто выбрасывались в атмосферу, сейчас же они собираются в специальные резервуары. Мелко изрубленные куски топливных стержней погружаются в баки-растворители с азотной кислотой. Топливо — уран, плутоний н продукты деления —в отличие от топливной оболочки растворяется в азотной кислоте. [c.195]

Топливные оболочки, которые являются радиоактивными, извлекаются и помещаются в специальные контейнеры для последующего захоронения (уровень радиоактивности топливных оболочек относительно низок). Уран в виде и02(К 0з)2 и плутоний в виде Pu(N03)4 извлекают из раствора азотной кислоты органическим экстрактором-растворителем трибу-тилфосфатом (ТБФ), разбавленным очищенным керосином. [c.195]

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]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...