Ядерное горючее

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]

Использование в активной зоне конструкционных материалов с малым сечением поглощения нейтронов, в частности графита в качестве замедлителя и отражателя, карбидов или окислов урана и тория в качестве ядерного горючего. Это увеличивает глубину выгорания горючего и коэффициент воспроизводства и уменьшает стоимость собственно реактора. [c.3]

Наиболее подходящим типом реактора ВГР для решения этой задачи является реактор с шаровыми твэлами, перемещающимися по мере их выгорания в активной зоне в одном направлении с гелиевым теплоносителем. За рубежом такой режим работы реактора получил название принцип ОТТО [8]. Одноразовое прохождение активной зоны шаровыми твэлами должно быть осуществлено таким образом, чтобы глубина выгорания ядерного горючего в выгруженных твэлах была бы одинаковой. При этом свел<ее горючее находится в зоне с большим тепловыделением и холодным газовым теплоносителем, а выгоревшие твэлы — в зоне с малым тепловыделением, но высокой температурой теплоносителя. [c.6]

Процесс непрерывной замены отработавшего топлива свежим увеличивает глубину выгорания примерно в 1,5 раза по сравнению с глубиной выгорания топлива в неподвижной зоне. Повышается при этом и радиационная безопасность ядерного реактора, поскольку отпадает необходимость в компенсации начальной избыточной реактивности стержнями СУЗ. Реализация принципа одноразового прохождения активной зоны значительно уменьшает удельный расход урана, а также удельную загрузку ядерного горючего. [c.7]

Рис. 12-4. Схема атомного реактора с гравитационным слоем ядерного горючего [Л. 296].

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

Определить годовой расход ядерного горючего для реактора с тепловой мощностью 500 000 кВт, если теплота сгорания применяемого для расщепления урана равна 22,9-10 кВт-ч/кг, а число часов работы реактора составляет 7000. [c.58]

При работе ядерного реактора радиационная обстановка в помещениях, расположенных в непосредственной близости от него, определяется проникающим излучением активной зоны, конструкций реактора и защиты, а также активностью теплоносителя. При остановке реактора радиационная обстановка в реакторном зале обусловлена остаточным у-излучением продуктов деления ядерного горючего, излучением активированных конструкций реактора и защиты. Во всех других помещениях, где расположены коммуникации или элементы оборудования технологического контура, омываемые теплоносителем, радиационная обстановка после остановки реактора определяется отложениями радиоактивных продуктов коррозии и примесей в теплоносителе, а иногда и продуктами деления ядерного горючего. [c.7]

Характеристики у-излучения продуктов деления ядерного горючего, которые можно использовать при расчете защиты реактора после его остановки, подробно описаны в гл. ХП1. [c.7]

По способу размещения ядерного горючего в замедлителе различают реакторы гомогенные и гетерогенные. Активная зона гомогенного реактора представляет для нейтронов однородную смесь, состоящую из ядерного горючего и замедлителя, например, мелкие зерна карбида урана, равномерно размещенные в графитовом замедлителе, или расплавленная соль на основе атомов горючего. В гетерогенном реакторе делящееся вещество размещается в замедлителе в виде отдельных блоков или сборок блоков, образуя правильную геометрическую решетку- [c.10]

Излучение, возникающее в результате деления ядерного горючего, принято называть первичным. К первичному у-излу-чению относятся мгновенное у-излучение деления и запаздывающее у-излучение продуктов деления. [c.21]

С продуктами деления чаще всего приходится иметь дело в процессах химической и металлургической переработки облученного ядерного горючего промышленных реакторов при извлечении из него и а также трансурановых элемен- [c.169]

Вначале рассмотрим исходное уравнение в общем виде, одинаково применимое как для мгновенных продуктов деления, так и для продуктов деления ядерного реактора. Заметим, что в реакторе, несмотря на выгорание первичного ядерного горючего, обычно поддерживается постоянная мощность, т. е, постоянное (во времени) число актов деления ядер. Чтобы достигнуть такого постоянства мощности (в условиях выгорания делящегося вещества), требуется соответствующее нарастание плотности потока нейтронов в активной зоне. В первом приближении зависимость между удельной мощностью реактора щ [<зг/г] и плотностью потока нейтронов Ф, обусловливающих деление, можно представить в виде [c.175]

В действительности соотнощение между мощностью реактора и плотностью потока нейтронов более сложное оно включает в себя энергетическую зависимость, конкретную структуру активной зоны, степень выгорания одного и накопления другого ядерного горючего и т. д. [c.175]

Ух — абсолютный независимый выход изотопа г -го члена р — количество актов деления ядерного горючего. [c.176]

Накопление продуктов деления в реакторе с учетом выгорания первичного ядерного горючего [c.179]

Как отмечалось выше, поддержание реактора на постоянной тепловой мощности в условиях выгорания первичного ядерного горючего достигается регулированием потока нейтронов. Кроме того, в любом ядерном реакторе имеется обычно не одно, а не- [c.179]

Таким образом, в ходе кампании в данном случае происходит убывание числа делящихся ядер и накопление новых делящихся ядер Рн . Предположим, что убыль первичного ядерного горючего происходит по экспоненциальному закону м число делений р убывает в виде р х) = рое , где а — коэффициент, учитывающий скорость выгорания, а т — в данном случае продолжительность кампании. Тогда уравнение (13.19). для коэффициентов 6 , определяющих решение дифференциального уравнения (13.11), принимает вид [c.180]

Если принять, что накопление в реакторе нового яДерного горючего, например Рц зэ происходит по закону р(г) =Ро(1— где р — коэффициент, учитывающий воспроизводство нового делящегося материала, то решение дифференциального уравнения (13.11) будет иметь вид [c.180]

На основании этих радиационных характеристик легко определить другие производные характеристики удельную дифференциальную и полную величину энерговыделения источника 5г(Ег, Т, I, ги ) и 8 Т, t, ш) [Мэв/сек на 1 г ядерного горючего] абсолютный выход Егп эффективной энергии Е(Е , Т, 1) и полной энергии /(Г, ) [Мэе на 1 акт распада] абсолютный числовой выход квантов Р (Е , Т, 1) и р Т, t) [квант/распад дифференциальные и полные гамма-постоянные смеси продуктов деления Кх Е, Т, () и К(Т, ) [р см 1 (ч мкюри)]. [c.183]

В настояш,ей главе, а также в Приложении II использованы только первые три эффективные энергии 1 = 2,25 Мэе, Ег = 1,56 Мэе и з = 0,76 Мэе. Низкоэнергетические интервалы необходимо учитывать лишь при расчете полей излучения источника без защиты или при расчете тепловыделения. Интервал энергий у-квантов больше 2,4 Мэе перестает быть пренебрежимо малым при небольшой выдержке облученного ядерного горючего. Поэтому в общем виде в табл. 13.3 целесообразно добавить еще два интервала энергий <0,030 Мэе и >2,41 Мэе. [c.186]

На этих стадиях производств, которые можно считать начальными, проблема радиационной безопасности наиболее актуальна на урановых рудниках, в производствах радия и твэлов с высоким обогащением первичным ядерным горючим в последнем случае начинает играть роль генерирование нейтронов. вследствие (а, п)-реакции. В производствах, где основными компонентами являются ир4 и иРе, опасность обусловливается исключительно высокой химической активностью и токсичностью этих соединений, и техника безопасности в этом случае сводится к герметизации процесса и защите органов дыхания и тела работающих. [c.205]

Твэлы представляют собой устройства, содержащие твердое ядерное горючее. При помещении их в активную зону реактора они обеспечивают цепную реакцию деления, генерацию тепловой энергии, а при наличии в их составе материалов воспроизводства— накопление или В наиболее общем случае [c.222]

Использование керамического ядерного горючего в виде сферических микротопливных частиц с многослойным защитным покрытием из пироуглерода и карбида кремния, обеспечивающих высокое удержание твердых и газообразных продуктов деления и, следовательно, малую активность первого контура при большой глубине выгорания ядерного горючего и высокой температуре микротвэлов (до 1300—1500° С) [2]. [c.3]

В настоящее время на всех опытных реакторных установках используется керамическое ядерное горючее в виде сферических микротопливных частиц с многослойным защитным покрытием с максимальной температурой 1300° С, диспергированных в графитовой матрице топливного слоя твэла. Применяются три формы твэлов шаровая (реакторы AVR, THTR-300), стержневая (реакторы Драгой , Пич-Боттом ) и призматическая (реактор HTGR-330), а также два способа перегрузки твэлов непрерывный и периодический. В реакторах с шаровыми твэ-лами используется непрерывная замена выгоревших твэлов свежими без снижения мощности в реакторах с цилиндрическими стержневыми и шестигранными призматическими твэ-лами — периодическая замена выгоревшего топлива на остановленном реакторе. [c.4]

Благодаря более высокому к. п. д. и более экономичному процессу деления за счет меньшего поглощения нейтронов в реакторах ВГР с паротурбинными установками достигается уменьшение удельного расхода ядерного горючего по сравнению с удельным расходом в водо-водяных реакторах типа ВВЭР в 1,5 раза, а начальное удельное вложение ядерного горючего на единицу мощности — в 5 раз и более. Однако, по-видимому, основное преимущество реакторов ВГР будет реализовано при применении одноконтурных энергоустановок с гелиевыми турбинами, а также в комбинированных энерготехнологических [c.4]

В качестве делящегося материала — ядерного горючего — в реакторах ВГР и БГР могут применяться ззу, 235и, [c.9]

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]

По проточности дисперсной системы реактора а) с неподвижным продуваемым слоем шаровидных ТВЭЛов б) с псеадоожиженным состоянием ядерного горючего либо инертной присадки и в) с проточной (сквозной) дисперсной системой горючего либо графитовых частиц. [c.393]

Ввиду малой величины эффективного захвата тепловых нейтронов, высокой температуры плавления и высокой коррозионной стойкости бериллий можно применять для плакировки стержней ядерного горючего, однак о чрезвычайно высокая стоимость бериллия ограничивает его использованне. Для этой цели в настоящее время успешно применяют более дешевый металл — цирконий . [c.558]

На рис. 20-6 изображен цикл бельгийской АЭС с огневым иаро-перегревом, за счет которого получена дополнительная пл. 12371. Но применение огневого нароиерегрева не решает центральной задачи — использования самого ядерного горючего. Кроме того, применение двух видов источников теплоты на АЭС вызывает известные неудобства в эксплуатации. Более перспективным является перегрев пара в самом реакторе. Тепловая схема такой установки с водяным теплоносителем разработана для Белоярской АЭС. Водяной пар при давлении 90 бар перегревается в самом реакторе до 500° С, что дает возможность получить высокий к. и. д. (до г [c.322]

Ркпользование атомной энергии для производства тепловой или электрической энергии в техническом отношении означает применение новых видов топлив — ядерных горючих. Количество энергии, выделяющейся при расщеплении 1 кг ядерных горючих, может быть условно названо их теплотой сгорания. Для урана эта величина равна 22,9 млн. кВт-ч/кг. [c.58]

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

Первая характерная особенность подобных заводов — дистанционная техника управления, имеющая дело в основном с жидкими растворами и пульпами, а также сдувочными радиоактивными газами и аэрозолями. Второй особенностью данного производства является разнообразие радиационных характеристик. Так, коэффициенты очистки на стадии регенерации ядерного горючего могут достигать 10 —10 [2] соответственно изменяется и удельная активность источников. Относительный вклад эффективной энергии у-излучения также изменяется в широких пределах, хотя в большинстве случаев наибольший вклад обусловлен группой имеющей эффективную энергию [c.170]

Некоторые (например, транспортные) реакторы работают ограниченное время и затем с тем же составом ядерного горючего продолжают свою работу. У энергетических водо-водяных реакторов (типа ВВЭР) частичная (примерно 1/3) перегрузка ядерного горючего происходит при остановленном реакторе. Кроме того, в различные кампании может изменяться мощность реактора. Поэтому представляет практический интерес рассмотреть изменение активности продуктов деления для подобных случаев (рис. 13.2). При кампании и выдержке 4 актив- [c.179]

Q T, i) [кюри1квт], М(Т, 0 г-эив Ra/ вяt ядерного горючего] и у-постоянные К Т, t) [р-см / ч мкюри)] смеси продуктов деления 235 тепловыми нейтронами [c.184]

Для твэлов энергетических реакторов обычно требуется уран с определенным обогащением изотопом или искусственными компонентами первичного ядерного горючего Рн - и игзз также имеющими большое сечение захвата и деления нейтронами. [c.205]

Открытие радиоактивного элемента радия (Г1/2= 1622 года) явилось началом развития новых областей науки — учения о радиоактивности, радиохи.мии, радиобиологии. Этот изотоп радия входит в семейство уранового ряда (см. рис. 14.1). К 1940 г. мировой фонд радия достиг 1000 г. Для получения такого количества радия потребовалось переработать 4000—7000 г урана. В этот период закончился радиевый этап развития урановой промышленности и начался новый. В огромных масштабах стали применять уран и торий как исходные продукты, для производства ядерного горючего. В последние годы нашли широкое применение искусственные радиоактивные элементы. Среди них особое значение имеют Со , 1г и продукты деления [c.218]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...