Ядерное горючее обогащенный уран

Атомная электрическая станция (АЭС) вырабатывает электрическую энергию, используя ядерное горючее (обогащенный уран, плутоний). Сгорание ядерного топлива происходит в ячейках реактора, надежно изолированного от окружающей среды. Выделяемые при этом тепловые нейтроны отдают тепло подведенной к реактору охлаждающей воде первого контура. Во втором (нерадиоактивном) контуре вода отдает тепло парогенератору, который питает паром турбогенератор. Мощность одного блока АЭС колеблется от 500 тыс. до 1 млн. кВт. [c.192]

Гетерогенный реактор на тепловых нейтронах. В качестве примера рассмотрим реактор Первой атомной электростанции АН СССР. Этот реактор работает на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем. Ядерным горючим является уран, обогащенный изотопом до 5%. [c.315]

В ядерных энергетических установках практически основным ядерным горючим является уран-235, в природном уране содержание его составляет около 0,7%. Уран с повышенным по сравнению с природным содержанием урана-235 называют обогащенным. При распаде 1 г урана-235 выделяется 86,4-10 кДж энергии или столько же тепла, сколько получается при сжигании около 3 т высококачественного каменного угля. [c.9]

Для обеспечения цепной (самоподдерживающейся) реакции необходимо применять в ядерных реакторах в качестве горючего обогащенный уран, а также вводить в активную зону реактора замедлитель нейтронов (обычная или тяжелая вода, графит). Упрощенная схема ядерного реактора изображена на рис. 2-5. Ядерное горючее в нем размещено в тепловыделяющих элементах (твэлах) 1. Они окружены отражателем 5 для того, чтобы нейтроны не покинули реактор. Выделяющееся при распаде тепло передается циркулирующей в трубках (каналах) 3 и 4 жидкости, являющейся теплоносителем. Такой тип реактора (рис. 2-5,а) называют канальным. Теплоносителем в нем служит вода, замедлителем — графит. [c.9]

В настоящее время плутоний получают в реакторах различного типа во многих странах мира. Реакторным горючим служит уран с обычным содержанием урана-235 или слегка нм обогащенный. Ураи как ядерное горючее применяется в различных видах, но чаще всего в виде металла (наиболее плотная форма) для сведения к минимуму размера реактора [lOl]. Обычно в реакторе выгорает лишь относительно небольшая доля урана-235, прежде чем горючее извлекается из реактора для химической переработки с целью отделения плутония от урана н продуктов деления. [c.512]

Извлечение урана и плутония из облученного ядерного топлива обычно называют переработкой ядерного горючего. Для переработки азотнокислых растворов, получаемых при растворении урана, содержащегося в металле, сплавах, оксидах, нержавеющей стали, циркониевых сплавах, применяют экстракцию. Уран в этих материалах обычно обогащен изотопом до 3 % [326]. При экстракции раствором ТБФ в керосине уран и плутоний удаляются, а продукты деления остаются в рафинате. Для экстракции применяют смесители-отстойники или пульсационные колонны. Там, где в качестве экстрагента указан третичный амин, имеется, еще одна стадия очистки. [c.284]

Эта ракета будет тем легче, чем выше будет обогащение ядерного горючего ураном 235. [c.211]

Все известные сейчас ядерные реакторы могут быть поделены на два основных типа. В реакторах первого типа используются естественный уран и замедлитель цепная реакция поддерживается медленными нейтронами. Ядерным горючим в реакторах второго типа является уран, обогащенный изотопом или же полученный искусственным путем плутоний. В таких реакторах цепная реакция осуществляется с помощью быстрых нейтронов. [c.256]

Вслед за первым был построен малый реактор РФТ, предназначенный для физических экспериментов, производства искусственных изотопов и исследования конструкций тепловыделяющих элементов для новых энергетических ядерных реакторов. В качестве горючего в этом реакторе использовался не естественный, а обогащенный уран. Замедлителями были графит и охлаждающая его вода. Активная зона реактора, выполненная в форме цилиндра, имела диаметр 1 м. Мощность, которую можно было снять с РФТ, 10 тыс. кет при этом поток тепловых нейтронов в центре реактора достигал 80 ООО млрд. нейтронов на квадратный сантиметр в секунду. [c.98]

Ядерным горючим является природный или обогащенный уран в виде металла, сплава или раствора. Природный уран содержит 0,712% делящегося изотопа урана-235, остальное — уран-238. Слегка обогащенный уран содержит до 5% и-235. Обогащенный уран значительно дороже природного. [c.392]

В качестве ядерного горючего наиболее выгодно применять металлический уран. Урановые сердечники тепловыделяющих элементов выгодно отличаются от других видов ядерного горючего тем, что в них применяется металлический уран природного изотопного состава — наиболее дешевый и доступный делящийся материал, в то время как сердечники, изготовленные из двуокиси, монокарбида или других соединений урана, требуют применения урана, обогащенного [c.94]

Реактор на быстрых нейтронах — простейший тип реактора, так как он не требует замедлителя. При использовании уран-плутониевого цикла в таком реакторе возникают потоки нейтронов более высокие, чем при использовании любого другого цикла. Каждый акт деления ядра рождает три новых нейтрона. Таким образом, реактор этого типа, в принципе, может произвести больше горючего, чем расходует сам. Однако сечение поглощения быстрых нейтронов делящимся материалом относительно невелико, и поэтому ядерное топливо в виде окиси или карбида должно иметь высокую степень обогащения делящимся или [c.13]

Основной элемент реакторной установки — ядерный реактор. Реакторы находящихся в строю и строящихся лодок ВМС США и Англии принадлежат к типу гетерогенных аппаратов на тепловых нейтронах, использующих в качестве горючего обогащенный уран, а в качестве замедлителя и теплоносителя — дистиллят природной воды высокой степени очистки (в научно-технической литературе аппараты такого типа часто называют водо-водя-ными реакторами). [c.203]

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]

В качестве ядерного горючего в реакторах используются 92U , 94Pu23 , естественный уран, содержащий 99,3% изотопа 92U и 0,7% изотопа 92 , а также естественный уран, обогащенный 92 . Как уже упоминалось, 94Pu получается в ядерных реакторах, 92U235 и обогащенный уран —в процессе разделения изотопов урана, а 92U в реакции [c.387]

Исследовательский реактор ИРТ (рис. 46) тепловой мощностью 2000 кет с максимальным потоком медленных(тепловых) нейтронов 2,3 0 нейтр1см сек относится к группе простых, надежно действующих и недорогих бассейновых водо-водяных реакторов, работающих на обогащенном уране-235. Активная зона его содержит около 4 кг ядерного горючего, выполнена из графитовых блоков со стержневыми трубчатыми тепловыделяющими элементами, имеет графитовый отражатель и расположена на дне открытого алюминиевого бассейна глубиной 7,8 м, окруженного защитным бетонным с.лоем и заполненного водой, выполняющей двоякую функцию — замедлителя нейтронов и теплоносителя, отводящего тепло из реактора в теплообменник. Первый реактор этого типа сооружен в 1957 г. в Институте атомной энергии в Москве. Двумя годам и позднее такой же реактор введен в эксплуатацию в Институте физики Академии наук Грузинской ССР в Тбилиси в да.льнейшем они были построены во многих других исследовательских центрах СССР (в Риге, Минске, Киеве и др.) и за пределами нашей страны. [c.169]

Основным ядерным горючим является природный и обогащенный уран, хотя можно пользоваться также плутонием и искусственными изотопами урана В энергетических реакторах уран может применяться в виде чистого металла или сплайа с металлами, имеющими малое поперечное сечение захвата нейтронов, например, с алюминием или цирконием. Существуют три аллотропические разновидности урана до температуры 660° С а-уран, имеющий ромбическую кристаллическую решетку в интервале температур 660—760° С— Р-уран с тетрагональной устойчивой решеткой от 760° С и до точки плавления — у-уран, для которого характерна объемноцентрирован-ная кубическая решетка. Уран очень быстро подвергается коррозии от соприкосновения с водой, водяным паром, воздухом, жидкими металлами и другими средами. Следовательно, температура теплоносителя не должна превышать 500—600° С, а механическая и термическая обработка урана должна производиться с соблюдением соответствующих противокоррозионных мер — с использованием защитных атмосфер из инертных газов, специальных смазок и флюсов. [c.13]

В будущем развитие атомных ПГТУ будет связано, по-видимо-му, с применением высокотемпературных бридерных реакторов (с воспроизводством ядерного горючего), работающих на быстрых нейтронах (без замедлителя). В этих реакторах в активной зоне содержится обогащенное ядерное горючее (уран-235, плутоний-239) вокруг активной зоны располагается зона воспроизводства, содержащая природный уран или торий, из коюрых вырабатывается соответственно плутоний-239 и уран-233 — новое ядерное горючее. Активная зона и зона воспроизводства высокотемпературных ядерных реакторов-бридеров могут быть выполнены также в виде шаровой насадки из двуокиси урана или тория аналогично тому, как это выполняется в реакторе с замедлителем нейтронов. Коэффициент воспроизводства ядерного горючего в реакторах-бридерах может достигать значений 1,7—1,8 и более. [c.130]

Более подходят для производства урапа-233 реакторы па обогащенном уране или даже на чистом ядерном горючем. В таком реакторе значительно уменьшаются паразитические захваты нейтронов. Это позволяет использовать почти полностью 25 нейтронов, образующихся в среднем на 10 актов деления ядер урана-235. [c.108]

Как же устроены такие станции Основой их является малогабаритный ядерный реактор. Активная зона одного из зарубежных реакторов представляет собой цилиндр высотой 3 и диаметром 1 м. Экран вокруг реактора, состоящий из восьми слоев железа, помещается в резервуар с водой. В качестве горючего используется обогащенный уран. Порция урапа весом 25 кг обеспечивает непрерывную работу станции на полную мощность в течение 1,5 года. Тепловая мощность построенной на этом реакторе атомной передвижной станции 10 тыс. кет, ее электрическая мощность 1,3 тыс. кет. Для охлаждения реактора нужно пропускать 1500 т воды в 1 мин. [c.186]

Табл. 17 свидетельствует, что в настоящее время все гомогенные установки, за возможным исключением котлов с ОзО, должны использовать концентрированное ядерное горючее, т. е. обогащенный уран (> 1 % 1)2 ) или эквивалентный ему или Другими словами, все обсуждавшиеся гомогенные установки зависят от первичного источника горючего (заводов для разделения изотопов или котлов, подобных Ханфордским, для получения Ри или и ). При этих условиях может быть использован ряд комбинаций материалов для конструирования гомогенных реакторов. Для удобства мы разделили их по основным физическим свойствам с подразделением по энергиям используемых нейтронов. [c.271]

В отличие от тепловых энергетических зютановок, где практически минеральное топливо сгорает почти полностью, в современных ядерных реакторах используется сравнительно небольшая часть энергии, заключенной в атомах урана. Дело в том, что природный уран состоит из двух составных частей (изотопов) — урана-235 и урана-238. При этом доля урана-238 равна 99,3%, а урана-235 — только 0,7 %. На первом этапе было освоено использование только атомов урана-235, которые раопадаются на два осколка под действием медленных (тепловых) нейтронов, т. е. нейтронов с относительно малой энергией. В данном время практически все атомные электростанции строятся с реакторагти, где происходит расщепление атомов урана-235. Чтобы увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки атомного горючего, урановая руда предварительно обогащается. В результате содержание урана-235 увеличивается с 0,7 до 3—5%, при этом начальный запас горючего и длительность работы реактора значительно увеличиваются. Хотя в принципе можно работать и не на обогащенном топливе, как это практикуется на АЭС в Англии и Канаде. [c.160]

Ниобий совместим с ураном, поэтому ояшдают, что он в равной степени будет совместим и с плутонием. Последнее обстоятельство очень важно, поскольку дальнейшее развитие ядерной энергетики будет во многом зависеть от последующей замены обогащенного уранового горючего плутонием. [c.77]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...