Ядерное горючее плутоний

Первые реакторы в основном работали на естественной или слегка обогащенной смеси изотопов урана и использовались для получения чистого ядерного горючего плутония из [c.586]

Темпы и экономические характеристики атомной энергетики в значительной мере будут определяться скоростью накопления вторичного делящегося ядерного горючего — плутония, что возможно за счет снижения времени удвоения быстрых реакторов. Наиболее эффективно этого можно достигнуть за счет повышения удельной концентрации ядерного горючего (например, применения низколегированного металлического урана) п повышения удельной теплонапряженности активной зоны быстрых реакторов. [c.3]

С учетом прогнозируемых темпов развития атомной энергетики (удвоение мощностей АЭС за 5 лет) и общего срока службы АЭС (25 — 30 лет) можно заключить, что масштабы атомной энергетики к концу века будут сдерживаться наличными ресурсами природного урана. Как известно, тепловые реакторы малоэффективно используют энергию урана (1—2%), а наработка вторичного ядерного горючего (плутония) в таких реакторах мала и составляет 200—300 кг на 1000 МВт (эл.)/год [1.2]. [c.9]

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]

Нерасщепляющееся ядро урана U-238 превращается в ядерное горючее — плутоний Рц-239, захватывая нейтрон. [c.315]

Советские ученые-энергетики и физики разработали проекты и осуществили строительство АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, что позволяет использовать в качестве горючего природный (необогащенный) уран и вместе с энергией получать новое ядерное горючее — плутоний. Кроме того, такой реактор проще в обслуживании в связи с отсутствием сверхвысоких давлений а контурах теплоносителей, [c.192]

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

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]

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]

Энергии, выделенной при образовании одной молекулы двуокиси углерода (при сгорании угля), достаточно для того, чтобы началось горение соседних атомов углерода. Таким образом, химическое горение является примером самоподдерживающейся цепной реакции однажды начавшись, она быстро распространяется по всему горючему (по цепочкам участвующих в ней атомов). При благоприятных условиях ядерное расщепление также может стать самоподдерживающимся процессом, однако, как мы увидим, крайне мало химических элементов, которые можно рассматривать как ядерное горючее . Так, уран — единственный встречающийся в природе элемент, в котором расщепление может превратиться в самоподдерживающуюся реакцию, а плутоний — другое основное ядерное топливо — получается искус- [c.50]

Такие теплофизические характеристики газа и выявленная область параметров теплоносителя позволяют применить в быстрых реакторах низколегированный металлический уран и достигнуть высокого воспроизводства ядерного горючего (Ри) как в бридере (КВ = 1,80— 1,95), так и в переработчике (КВ = 1,45) с малым временем удвоения (3,5—5 лет) и обеспечить высокий темп наработки плутония— 1000—1500 кг в год в быстром реакторе 1000 Мет. [c.5]

Ядерное топливо, заложенное в реактор, не может быть использовано полностью. Коэффициент использования ядерного топлива в настоящее время очень низок. На 1 т ядерного топлива, заложенного в реактор, до замены отработавшего урана новым выгорает всего около 3 кг урана. Возможен процесс воспроизводства топлива. Уран 235, сгорая, производит из урана 238 плутоний 239, который может быть использован в качестве ядерного горючего (природный уран состоит из 99,3% урана 238 и 0,7% урана 235). [c.188]

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]

Указанные свойства расплавов солей обещают возможность создания энергетических реакторов большой мощности без предварительной наработки большого количества плутония с использованием в перспективе наиболее дешевых компонентов ядерного горючего. [c.167]

Для поддержания реактора в критическом режиме избыточное число нейтронов, образующихся при каждом акте деления, должно быть удалено из цепной реакции. Часть нейтронов теряется вследствие утечки из активной зоны, часть —поглощается конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, а также продуктами деления урана, в частности ксеноном Хе. Определенная часть нейтронов поглощается находящимся в тепловыделяющих элементах изотопом урана в результате чего образуется вторичное ядер-ное горючее — плутоний 2з Pu. Оставшиеся избыточные нейтроны поглощаются стержнями управления и защиты, а также вводимой в теплоноситель некоторых типов реакторов борной кислотой, используемой для их регулирования. С учетом этого общая реактивность реактора является алгебраической суммой ряда составляющих, определяемых каждым из этих процессов. Влияя на эти составляющие (например, путем перемещения регулировочных стержней, изменения концентрации борной кислоты и пр.), можно увеличить реактивность до некоторого максимального в данный момент значения. В этом смысле говорят о запасе реактивности. Для поддержания реактора в критическом состоянии по мере выгорания ядерного горючего в процессе рабочей кампании реактора постепенно выдвигают из активной зоны регулировочные стержни и уменьшают концентрацию борной кислоты в теплоносителе. При этом запас реактивности уменьшается. [c.152]

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]

Ядерное горючее. В качестве ядерного горючего для реакторов обычно применяются делящийся изотоп редкого элемента урана и новые, не существующие в земной коре, делящиеся элементы— плутоний и изотоп урана получаемые в процессе работы реактора. Плутоний получается из изотопа а изотоп — из тория путем присоединения нейтрона при ядерной реакции. [c.472]

При облучении нейтронами плутоний ведет себя точно так же, как и, и вследствие этого наравне с и может служить источником ядерной энергии. Как мы помним, разделение изотопов урана является довольно трудоемким процессом. Отделение плутония от урана осуществляется значительно проще, поскольку в этом случае мы имеем дело с двумя различными элементами. Поэтому производство плутония является значительно более выгодным способом получения ядерного горючего, чем выделение из природного урана. [c.143]

Реакция деления ядерного горючего (уран, плутоний). [c.249]

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]

При расщеплении урана-235 в атомном котле имеют место три явления во-первых, освобождение определенного количества нейтронов. Один из этих нейтронов должен быть использован для начала цепной реакции, которая поддерживает горение ядерного горючего. Другой нейтрон попадает в ядро нерасщепляющегося урана-238 и превращает его в расщепляющийся плутоний. И, наконец, высвобождается огромное количество атомной энергии, которая в [c.443]

Энергетические реакторы на быстрых нейтронах, способные к воспроизводству ядерного горючего (плутония), имеют электрические мощности порядка 300—600 МВт (БН-350, БН-600). В качестве теплоносителя в этих реакторах используется жидкий натрий. В отличие от одноконтурных (РБМК) и двухконтурных (ВВЭР) реакторов в реакторах на быстрых нейтронах применена трехконтурная схема первый и второй контур (реактор — теплообменник — парогенератор) имеют жидкометаллический теплоноситель, в третьем контуре (парогенератор — турбина) использованы вода и пар. Температура натрия в первом контуре на входе 370—380°, на выходе 500—580° С, температура натрия во втором контуре 270—520, температура пара перед турбиной 440—510° С. Давление натрия в первом и втором контуре 6—12 кГ/см (0,6— 1,2 МПа), давление пара 50—140 кГ/см (5—14 МПа). Диаметр корпусов реакторов БН изменяется в пределах 3100—8000 мм, а высота — от 4200 до 12 000 мм. Мощный реактор БН-600 имеет интегральную ( баковую ) компоновку активная зона, насосы и промежуточные теплообменники расположены в одном корпусе [c.25]

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]

Помимо чисто научного интереса, изучение трансурановых элементов имеет и большое практическое значение. Изотоп плутония 94PU239 y g сейчас является одним из важнейших видов ядерного горючего Изотоп использовался в изотопном источнике [c.259]

Этот процесс представляет собой расщнрен-ное воспроизводство ядерного горючего. Изотоп плутония относительно стабилен и имеет период полураспада более 24 тыс. лет. Но поскольку плутоний также не встречается в природе, этот период тоже не так уж долог. 2зэрц даже в большей степени, чем подвержен тепловой нейтронной реакции деления, и на одно деление у него образуется в среднем большее число нейтронов. Эти свойства были открыты на самых начальных этапах исследований ядерного деления, и во время второй мировой войны предпринимались интенсивные усилия наладить с помощью реакторов получение плутония в количествах, измеряемых килограммами. Первая ядерная бомба была взорвана 16 июля 1945 г. в Нью-Мехико около г. Аламогордо. Она представляла собой устройство, созданное на принципе деления плутония. [c.40]

В реакторе ВВЭР-440 в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана и образующийся в процессе работы плутоний. Основными конструктивными элементами реактора являются корпус, внутрикорпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора (СУЗ). Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине. В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя-замедлителя, равное 125 кгс/см . [c.172]

Энергетический блок с реактором ВВЭР-440 в начальный период развития атомной энергетики был типовым для ряда отечественных и зарубежных электростанций. В этом реакторе в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана-235 и образующийся в процессе работы реактора плутоний. Основными конструктивными элементами реактора ВВЭР являются корпус высокого давления, внутри-корпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора. Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине . В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя — замедлителя воды, равное 125 атм. [c.164]

В настоящее время большинство АЭС оснащены водо-водяными реакторами (ВВЭР), работающими на тепловых нейтронах и использующими в качестве замедлителя и теплоносителя обычную воду. На этом принципе в СССР разработан серийный блок электрической мощностью 440 МВт. Впервые реакторы ВВЭР-440 были освоены на Нововоронежской АЭС. В качестве ядерного горючего в этих реакторах используется двуокись урана, слабо обогащенного изотопом урана-235, и образующийся в процессе работы плутоний. [c.68]

Продукты деления. Продукты деления могут попасть в теплоноситель в результате загрязнения наружной поверхности оболочек твэлов ураном или через дефекты в оболочке. Первый источник был рассмотрен выше и выражен через сечения реакций, выход и энергию продуктов деления, состав материалов и пробеги ядер отдачи в зависимости от их энергии. Выход продуктов деления из ядерного горючего существенно зависит от того, какой тип горючего используется. В настоящее время на водоохлаждаемых реакторах предпочтение отдается UO2. Другие материалы, такие, как смесь окислов урана и плутония, сплавы урана типа UaSi, находятся в стадии разработки и еще не достигли коммерческого применения. Обычно UO2 используется в виде спрессованных до высокой плотности и спеченных таблеток, размещенных в трубке из циркалоя или нержавеющей стали. Другие формы использования UO2 в энергетических реакторах, такие, как горючее с вибрационным уплотнением, находятся в процессе исследования, но также еще не достигли коммерческого применения. [c.132]

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]

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]

Система производств, связанных с переделами топлива до АЭС и обращением с топливом после АЭС, наз. топливным циклом. Он может быть разомкнутым, если выгружаемое из ядерного реактора отработанное топливо не отправляется на регенерацию, а хранится в долговрем. хранилищах. Однако экономически более разумным является замкнутый топливный цикл, в к-ром предусматривается круговорот ядерного горючего. Такой цикл—необходимое и обязательное условие будущего крупномасштабного развития Я. э., ориентироваяного на всё возрастающую долю реакторов на быстрых нейтронах (т. и. быстрые реакторы). АЭС с такими реакторами одновременно с вь1работкой электроэнергии способны нарабатывать вторичное ядерное горючее (напр., плутоний) в кол-ве, несколько большем, чем в них сгорает урана (т. н. расширенное воспроиз-во). Это делает природные и уже накопленные запасы ядерного горючего практически бесконечным источником энергии. [c.663]

Обилие конструкций ядерных реакторов обусловливает многообразие типов применяемых в них систем с расщепляющимися материалами. Например, можно использовать компактное металлическое ядерное топливо, полученное литьем с последующей механической обработкой, либо в виде раствора или суспензии какого-либо соединения урана, тория или плутония в тяжелой воде, циркулирующих через активную зону. Более распространены реакторы с ТВЭЛами, в герметичной бболочке которых помещают ядерное горючее того или иного типа. Ниже приведены сведения о ТВЭЛах, при производстве которых используют порошковую металлургию. Такие ТВЭЛы готовят с металлическим, керамическим либо дисперсионным ядерным горючим. [c.229]

Прессование порошков металлического ядерного горючего затруднено по ряду причин из-за малого размера частиц, загрязненности примесями, появления хрупких фаз в процессе сплавообразования и др. Поэтому необходимо применять смазки (например, камфору) при холодном прессовании в металлических пресс-формах, горячее прессование в вакууме или защитной атмосфере при 600 - 780 °С (уран и его сплавы) или 400 °С (плутоний и его сплавы) при давлении 150-500 МПа и выдержке 1-15 мин, спекание свободно насыпанного порошка. [c.230]

Искусственно получены изотопы плутония с массовыми числами от 232 до 216, но наиболее важным в производстве ядерного горючего я оружия в настоящее время является плутопнй-239 flOl] с периодом полураспада 24 360 лет. [c.512]

В настоящее время плутоний применяется в ядерном оружии, ядерном горючем, источниках нейтронов, пороговых детекторах для определения спектра нейтронов и в производстве высших изотопов плутония и трансплутониевых элементов. Во всем мире самая большая доля плутония предназначается для производства компонентов ядерного оружия. Одиако в последнее время растет сознание того, что в ядерной энергетике, основанной на уране, в виде отходов получаются большие количества плутония. Более того, для эффективного использования мировых запасов урана широко распространенный неделящийся, но являющийся сырьем для получения горючего уран-238 необходимо превращать в делящийся плутоний-239. По предварительным подсчетам [105J, превращение урана-238 в плутоний-239 увеличит мировые запасы энергии, заключенной в известных и пригодных для извлечения с экономической точки зрения запасах урана, более чем в 100 раз. Поэтому следует ожидать, что важность разработки энергетических ядерных реакторов, работающих на плутонии, в будущем возрастет. [c.565]

Как объяснено выше, чистый металлический плутоний не может служить ядерным горючим. Применение сплавов плутония в качестве ядерного горючего обсуждалось в разделах Применение в реакторах и Сплавы . Обзор применения сплавов и соединений плутония в виде ядерного горючего дан Тейтом П84]. [c.565]

В трудах Международной конференции по экстракции [312— 314] содержится много докладов, посвященных переработке ядерного горючего. Рассматриваются влияние радиационных повреждений на свойства экстрагентов, а также схемы разделения урана, плутония и нептуния. Обычно для разделения нитратов уранила и нептуния применяется процесс Purlex с экстракцией ТБФ. [c.284]

Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН), которые могут использоваться для получения тепла и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного горючего. Технологическая схема энергоблока такой АЭС представлена на рис. 4.20. Реактор типа БН имеет активную зону, где происходит ядерная реакция с вьщелением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементььиз который обычно в ядерных реакциях не используется, и превращают его в плутоний который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного горючего. Тепло ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии. [c.116]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...