Использование плутония в реакторах на тепловых нейтронах

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]

Основным генеральным направлением атомной энергетики является создание атомных электростанций большой мощности с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах, позволяющими наиболее эффективно использовать потенциальные возможности ядерного горючего. В реакторах на тепловых нейтронах из одной тонны урана может быть выработано энергии 5000— 15 000 МВт-сут (с использованием плутония до 25 ООО МВт-сут). В реакторах на быстрых нейтронах энерговыделение тонны урана может достигать 250—500 тыс. МВт-сут. [c.17]

Известно, что всем реакторам на тепловых нейтронах органически присущ очень серьезный недостаток — в них чрезвычайно плохо (особенно при незамкнутом ЯТЦ) используется исходное топливное сырье ядерной энергетики — природный уран (менее 0,6%). (Об этом подробнее см. в 5.4.) Применение замкнутого ЯТЦ и рецикла регенерированного урана и накопленного в отработавшем топливе плутония позволяет существенно улучшить коэффициент энергетического использования природного урана в реакторах на тепловых нейтронах при КВ 0,5 примерно вдвое, при КВ 0,7 втрое (без учета потерь в ЯТЦ). [c.463]

При рецикле урана и плутония существенно снижаются потребности в природном уране и в мощностях по обогащению урана для реакторов на тепловых нейтронах, доминирующих в настоящее время в развивающейся ядерной энергетике. Однако в этом случае экономически допустима некоторая задержка в сроках практической реализации рецикла из-за отставания в сооружении радиохимических заводов и особенно в решении весьма сложных проблем удаления и захоронения радиоактивных отходов. Но пока нет переработки отработавшего топлива, нет и рецикла урана и плутония. Это значит, что реакторы на тепловых нейтронах могут питаться только свежим топливом, полученным из добытого из недр природного урана, а отработавшее топливо будет находиться в специальных бассейнах или на складах. Эффективное использование ядерного топлива, снижение потребностей в природном уране, безусловно, требуют создания предприятий по химической переработке топлива, отработавшего в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах, и обеспечения рецикла урана и плутония в ядерной энергетике. [c.91]

Таким образом, переработку отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронах АЭС в будущем следует рассматривать не как возможный источник дохода и прибыли (за счет извлечения и продажи делящихся материалов), а, скорее, как необходимый производственный процесс, обеспечивающий обезвреживание и удаление радиоактивных отходов, а также сохранение и увеличение сырьевых ресурсов за счет использования невыгоревшего урана и образующегося при облучении топлива плутония. [c.369]

В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего — плутония таким образом может быть использована большая часть [c.114]

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]

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]

Замкнутый цикл и стратегия внедрения реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Основываясь на варианте развития однократного топливного цикла, авторы рассмотрели направление развития с замкнутым топливным циклом и с внедрением реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (БН) с переработкой отработавшего урана и использованием плутония, наработанного в тепловых реакторах. Быстрое развитие промышленности топливного цикла было бы выгодно по нескольким причинам, среди которых не последней является возможность безопасной переработки ядерных отходов. Тем не менее для составления нижеследующих вариантов был выбран более осторожный подход, при котором строительство предприятий топливного цикла осуществляется в соответствии с потребностями внедрения реакторов БН. [c.96]

Плутоний-239 относительно устойчив против самопроизвольного распада но он легко расщепляется при облучении медленными и быстрыми нейтронами. В тепловых реакторах расщепление образовавшихся ядер плутония дает даже некоторое преимущество. Однако подавляющая часть этого плутония остается неизрасходованной , так как урановые топливные стержни к этому времени уже удаляют из реактора. Замена стержней необходима из-за накопления в них ядов — продуктов распада, сильно поглощающих нейтроны (в особенности это касается инертного газа ксенона). Таким образом, в использованных урановых стержнях остается достаточно много необходимого нам плутония, который химическим путем извлекается из этих стержней. Далее можно поступить с ним двояко пустить на производство атомных [c.87]

Возможная энерговыработка, получаемая с 1 т природного урана, в зависимости от типа реактора, организации топливного цикла и повторного использования регенерированного топлива (урана и плутония) может колебаться в весьма широких пределах 4000—600000 МВт-сут/т. В реакторах на тепловых нейтронах без повторного использования (рецикла) плутония 1 т природного урана по тепловыделению эквивалентна 12 000—25 000 т у. т. (рис. 1.4). Повторное использование нарабатываемого плутония в реакторах nia тепловых нейтронах может увеличить энерговыра-ботку в 1,5—2,0 раза. Энергетическое использование природного урана в этом случае составит 0,8—1,6%, а его прогнозные ресурсы, оцениваемые в 25 млн. т, будут эквивалентны 600— 1200 млрд. т у. т., что сопоставимо с прогнозными нефтяными ресурсами, доля которых в общем мировом балансе ископаемого органического топлива оценивается не более 15%. Очевидно, что [c.16]

Выход вторичных нейтронов при делении ядер плутония на 19 % выше, чем при делении Это создает преимущества при использовании Ри и Ри в качестве ядериого топлива и в реакторах на. тепловых нейтронах. Благоприятные ядерные свойства плутониевого топлива позволяют особенно эффективно црименить его в реакторах-размножителях. Все изотопы плутония делятся быстрыми нейтронами. [c.156]

Отметим, что в ряде государств производится или предполагается переработка ОЯТ с целью выделения энергетического плутония и возвращение его в топливный цикл АЭС для последующего выжигания в реакторах на тепловых нейтронах (в составе специального уран-плутопиевого ЯТ) или в реакторах па быстрых нейтронах. Ввиду высокой активности и радиотоксичности энергетического плутония и потенциальных возможностей его использования в ядерном и радиологическом оружии такая программа обращения с ним может вызывать серьезные возражения. [c.265]

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]

При используемом в настоящее время в легководных реакторах типа ВВЭР ядерном топливе, обогащаемом до 3,6—4,4%, и при содержании в отвале, равном, например, 0,2 %, на каждую тонну обогащенного урана, отправляемого на завод по изготовлению твэлов, на складах разделительного завода будет оседать 6—7,5 т обедненного продукта, т. е. 86—88 % всей массы переработанного природного урана. Этот отвальный уран в топливном цикле реакторов на тепловых нейтронах далее не участвует и может быть использован когда-либо как сырьевой воспроизводящий материал для получения из него плутония при облучении быстрыми нейтронами в реакторах-размножителях или, в перспективе, в гибридных термоядерных реакторах или в элек-троядерных реакторах-размножителях. [c.114]

В современных реакторах на тепловых нейтронах делению подвергается лишь малая доля (3—5%) загруженного в него обогащенного топлива. При этом в твэлах накапливаются продукты деления (ПД) и продукты их радиоактивного распада (ПРР), обладающие высокой активностью. Задача радиохимической переработки —очистить до допустимого уровня уран и накопленный в топливе неразделившийся плутоний от радиоактивных продуктов деления и распада и различных примесей и вернуть их в ЯТЦ для полезного использования, осуществив таким образом рецикл U и Ри. [c.117]

На рис. 5.6 показано возможное снижение ежегодной потребности в природном уране для обеспечения перегрузки свежим слабообогащенным топливом реакторов на тепловых нейтронах PWR и BWR электрической мощностью 1000 МВт при различных циклах использования ядерного топлива одноразовом (без химической регенерации), при возврате в топливный цикл только регенерированного урана, при возврате в цикл (рецикле) невы-горевшего урана и накопленного вторичного топлива — плутония. [c.126]

В табл. 6.1 и 6.2 приведены ядерно-физические свойства тория и основных изотопов урана и плутония. Они существенно различаются между собой. Важнейшее значение имеет сечение деления делящихся нуклидов при данной энергии нейтронов, а также среднее число нейтронов, выделяющихся в одном акте деления v. Чем выше значения этих величин, тем лучше ядерно-фйзнческие свойства ядерного топлива. Отношение сечения деления к сумме сечений деления и радиационного захвата а//(а/+<Тпг) определяет коэф> фициент использования делящихся нуклидов в реакциях на тепловых нейтронах (табл. 6.1). Самый высокий коэффициент использования имеет 233U при всех энергиях нейтронов. В результате деления ядер высвобождается внутриядерная энергия, которая в активной зоне реактора преобразуется в тепловую, отводимую теплоносителем. Для точности физических расчетов необходимо учитывать также сечения реакций упругого рассеяния нейтронов. [c.149]

В Лос-Аламосе сооружается экспериментальный реактор на быстрых нейтронах FR TF тепловой мощностью 20 МВт с использованием расплава плутония. [c.152]

Существует определенное опасение относительно использования ядерных источников теплоты для искусственного сердца. Для работы теплового источника мощностью 30 Вт необходимо 54 г плутопия-238. Критическая масса реактора с плутонием-238 на быстрых нейтронах без замедлителя при использовании стального отражателя составляет 5,2 кг [292]. В одном из кошмарных сценариев развития возможных событий рассматривается вариант, когда 1000 человек с вживленным искусственным сердцем обеспечивают некую организацию запасом плутония, достаточным для изготовления бомбы. Существует более реальное опасение, касающееся опасности неумышленного сжигания источников питания для искусственного сердца в результате пожара в гостиницах или жилых домах, автомобильных аварий и в случае кремирования трупа при смертелыюм исходе или при возможном механическом повреждении циркуляционного насоса. Исключительно трудной проблемой является осуществление практического контроля за всеми ядерными источниками при условии их использования в достаточно большом количестве. [c.320]

Использование в качестве топлива смеси тория с высокообогащенным ураном вместо слабообогащенного объясняется тем, что уран-233, образующийся из тория-232, обеспечивает лучший баланс нейтронов в тепловых реакторах и более высокий коэффициент конверсии, чем плутоний-239, получаемый из урана-238 в аналогичных условиях. Например, при энергиях нейтронов примерно 0,1 эв значение Г] (число вторичных нейтронов деления на одрш поглощенный нейтрон) равно приблизительно 2,30 для урана-233 и 1,80 для плутония-239 [60]. В небольшом по размерам реакторе Пич-Боттом коэффициент конверсии тем не менее составляет только 0,4 [611. [c.456]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...