ЯТЦ ядерной энергетики с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах

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]

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]

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]

Началось промышленное освоение АЭС с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Широкое применение таких реакторов в ядерной энергетике практически полностью решает проблему обеспечения человечества энергией на обозримый срок. [c.18]

В последние двадцать лет началось практическое использование новых энергетических ресурсов, а именно энергии, освобождаемой при превращениях атомных ядер. Сейчас за счет ядерных ресурсов покрывается менее 1% мирового потребления энергии (в США— около 2%). Однако целесообразность и преимущества этого нового источника энергии настолько очевидны, что позволяют с уверенностью предсказать быстрый рост ядерной энергетики при этом будут использованы ядерные реакторы различных типов, в первую очередь на медленных нейтронах, а затем и реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Более отдаленной представляется перспектива использования энергии термоядерного синтеза легких элементов, которая полностью снимает угрозу исчерпания энергетических ресурсов. [c.139]

Для более полного использования природных запасов ядер-ного топлива развитие ядерной энергетики целесообразно строить на сочетании реакторов на тепловых нейтронах, работающих на воде, с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. По ядерно-физическим и теплофизическим свойствам наиболее пригодными теплоносителями в реакторах на быстрых нейтронах могут быть натрий, литий, гелий. Успехи, достигнутые в области технологии жидких металлов, выдвинули на первое место натрий. Интенсивные исследовательские работы проводятся по использованию щелочных металлов в качестве рабочих тел в циклах с МГД-преобразованием и паротурбинных. Изучается использование указанных циклов для транспортных установок, а также применение их в качестве надстройки на обычных тепловых электростанциях. Бинарные циклы со щелочными металлами позволяют заметно повысить КПД станций. [c.3]

Реакторы на быстрых нейтронах с ватриевын теплоносителем. Перспектива развития ядерной энергетики связана с широким использованием реакторов-размножителей. В мире более чем за 25-летний период исследований реакторов с натриевым охлаждением накоплен значительный опыт, позволяющий приступить к строительству первых АЭС с быстрыми реакторами. В СССР это АЭС с реактором БН-350 мощностью 150 МВт и реактор БН-600 для производства до 120 ООО м /сутки пресной воды в г. Шевченко, Температурные и гидравлические характеристики жидкометаллических контуров обеспечивают работу пароводяного цикла [c.12]

Прогресс в ядерной энергетике позволяет рассчитывать н постепенное ускорение развития реакторов-размножителей н быстрых нейтронах. Этот переход, вероятно, займет два-три де сятилетия. За это время могут появиться и будут оценены новы концепции реакторов на быстрых нейтронах (модульные, с вс допаровым и газовым теплоносителем и т. п.). [c.466]

Авторы использовали следующую методику разработки варианта. Было рассмотрено несколько альтериативных прогнозов развития топливного цикла. Каждый из них представляет собой модель с внутренне присущими тому или иному возможному пути развития ядерной энергетики техническими и экономическими характеристиками в отдельных странах и регионах мира. Целью подобного моделирования было получение картины вероятного размещения ядерных реакторов и другого оборудования на национальном уровне, определение дальнейших потребностей в развитии добычи урана и топливного цикла и выявление задач, связанных с хранением и регенерацией отработавшего топлива и захоропением радиоактивных отходов. В исследовании оцениваются также сроки и темпы внедрения усовершенствованных ядерных технологий, таких как реакторы-размножители на быстрых нейтронах. [c.94]

Отодвинулись также сроки применения рецикла плутония, накапливаемого в отработавшем топливе АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, для изготовления смешанного уран-плуто-ниевого топлива для быстрых реакторов-размножителей. АЭС с быстрыми реакторами — это перспективное направление ядерной энергетики до конца XX в. будет еще проходить опытно-промышленную стадию своего развития. [c.118]

Летучие и газообразные продукты деления (иод, цезий, тритий, ксенон и криптон) в отработавшем топливе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах составляют - 24% общего количества продуктов деления, редкоземельные элементы 25 %. Летучие и газообразные продукты деления выделяются из твэлор на первых стадиях химической переработки — при разделке и растворении. Их полное обезвреживание представляет собой одну из самых сложных инженерных задач ядерной энергетики. Оно требует применения сложных и дорогостоящих методов их улавливания, концентрирования и безопасного удаления или захоронения, особенно таких долгоживущих радиоактивных элементов, как и 231 и Кг, а также образующегося и накапли- [c.343]

Таким образом, по условиям топливообеспечения мирова ядерная энергетика в перспективе представляется двухкомпонент ной, состоящей в определенных пропорциях (по мощности) из ре акторов на тепловых нейтронах и реакторов-размножителей нг быстрых нейтронах. Количественные соотношения между ними будут обусловлены рядом факторов, учитывающих экономическук оптимальность, критерии безопасности эксплуатации и сравни- [c.466]

Проведенные МАГАТЭ оценки мировых потребностей в природном уране на период 1985—2025 гг. при прогнозируемом росте ядерной энергетики с реакторами LWR и LMFBR при быстром и медленном темпе роста мош,ностей АЭС отражены на рис. 12.6. Ввод в серийное производство реакторов-размножителей на быстрых нейтронах LMFBR указан примерно с 2000 г. Из рис. 12.6 видно их решаюш,ее влияние на снижение затрат природного урана при условии, что построенные до 2000 г. реакторы LWR будут еще многие годы находиться в эксплуатации, а также будут сооружаться новые АЭС с усовершенствованными реакторами этого- типа, рассчитанными на применение смешанного топлива, с подпиткой плутонием от реакторов-размножителей. [c.468]

Отметим, что взрывная наработка делящихся изотопов рассматривалась в это время в контексте проблемы интенсивного развития ядерной энергетики на основе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Для этого было необходимо обеспечить значительное количество базового материала - плутопия-239. [c.260]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...