Ядерное горючее природный уран

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]

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]

Природный уран, на 99,28% состоящий из урана-238, содержит лишь 0,714% урана-235, активно делящегося медленными (тепловыми) нейтронами и, следовательно, пригодного для использования в качестве ядерного горючего. Такое содержание урана-235 оказывается достаточным для работы атомных реакторов на медленных нейтронах, но необходимое при этом общее [c.161]

Рис. 2. Различные уровни совокупной потребности в природном уране при варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего (а), разведанные запасы и ресурсы (б).

Важно отметить, что распространение описанной выше модели на период до 2060 г. показало, что в варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего совокупная потребность в природном уране почти вдвое превысит к указанному году все разведанные и предполагаемые ресурсы урана, в то время как при осуществлении твердой стратегической линии на использование реакторов БН общая потребность в природном уране ограничивается уровнем 15 млн. т. Такая экономия уранового сырья никогда не сможет быть достигнута на пути развития тепловых реакторов с однократным топливным циклом, несмотря ни на какие усовершенствования. По сути дела именно долгосрочная перспектива строительства реакторов БН оправдывает их ускоренный ввод, и программа их развития не должна формироваться под влиянием кратко- или среднесрочной перспективы. [c.99]

Это, а также то, что уголь, нефть и газ являются ценным химическим сырьем, приводит к необходимости использовать в энергетических целях ядерное горючее — уран, а также получать атомную энергию из другого тяжелого природного элемента — тория. [c.7]

По ряду имеющихся прогнозов в перспективе 20—30 лет потребность в природном уране может увеличиваться более высокими темпами, чем предполагается в настоящее время, что окажет существенное влияние на его стоимость. В связи с этими обстоятельствами положительно оцениваются возможности новых методов производства ядерного горючего (термоядерный синтез, использование сильно-точных ускорителей). [c.101]

Теперь рассмотрим, как осуществляется производство третьего вида делящегося вещества — урана-233. В отличие от естественного урана, один торий нельзя загружать в реактор. В его составе нет природного ядерного горючего, каким в естественном уране является уран-235. Именно он и служит источником нейтронов в реакторе на природном уране. Для превращения тория в ядерное горючее — уран-233 — необходимы мощные внешние источники нейтронов. Некоторые специалисты предлагали для этой цели окружить активную зону обычного уран-графитового реактора оболочкой из тория. Такой [c.107]

Приготовление каждого ядерного горючего в чистом виде представляет собой отдельную проблему. встречается в природной изотопической смеси урана с концентрацией 0,72 7о- Таким образом, проблема отделения и" заключается в удалении больших количеств изотопа При производстве Ри- концентрация этого изотопа в уране, освобождаемом из первичного реактора, весьма мала, а присутствие громадного количества радиоактивных продуктов деления делает его отделение весьма трудным и опасным, будет встречаться в количестве нескольких граммов на тонну ТЬ после облучения. Следовательно, содержание урана в тории до облучения необходимо понизить до величины менее 10 по отношению к ТЬ, с тем, чтобы окончательный продукт не был загрязнен природным ураном. [c.321]

Если реактор работает на тепловых нейтронах (напомним, что их скорость — порядка двух тысяч метров в секунду, а энергия — доли электрон-вольта), то из естественной смеси изотопов урана получают количество плутония немногим меньшее, чем количество выгоревшего урана-235. Немногим, но меньшее, плюс неизбежные потери плутония при химическом выделении его из облученного урана. К тому же цепная ядерная реакция поддерживается в природной смеси изотопов урана только до тех пор, пока не израсходована незначительная доля урана-235. Отсюда закономерен вывод тепловой реактор на естественном уране — основной тип ныне действующих реакторов — не может обеспечить расширенного воспроизводства ядерного горючего. Но что же тогда перспективно Для ответа на этот вопрос сравним ход цепной ядерной реакции в уране-235 и плутонии-239 и введем в наши рассуждения еще одно физическое понятие. [c.125]

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]

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]

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]

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]

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]

Накопленный к настоящему времени опыт строительства и Элоплуа-тации АЭС, а также значительный рост мощностей отдельных блоков и станций в целом позволили сн г- ить себестоимость вырабатываемой на АЭС электроэнергии до уровня, достигнутого на обычных ТЭС, або-тающих на органическом топливе. Предполагается, что в ближайшие 2—3 года себестоимость электроэнергии АЭС для некоторых районе будет ниже себестоимости электроэнергии ТЭС. iB этой связи прогнозы на ближайший период по вводу новых мощностей на АЭС являются довольно оптимистичнымп. На рис. 9-3 представлена перспектива развития АЭС я темпов роста ввода новых агрегатов на ближайшие 40 лет (Л. 218]. Развитие АЭС предполагает широкое внедрение реактв-ров на быстрых нейтронах, позволяющих использовать природный уран и обладающих важным свойством расширенного воспроизводства ядерного горючего. [c.198]

Процесс производства урапа-233 из тория напоминает процесс производства плутония из урана. Но если в природном уране уже содержится ядерное горючее (уран-235), способное поддерживать цепную реакцию, то торий со- [c.20]

Большой интерес представляют самовоспроизводящие бридерные котлы, позволяющие накапливать ядерное горючее. Они имеют огромное экономическое значение. Однако в природе запасы расщепляющихся материалов малы. Это обстоятельство ограничивает развитие ядерной энергетики. Но при работе реактора обычно образуется плутоний, который также может быть использован как горючее. Ценность такого реак-, тора заключается в том, что вместо того чтобы сжигать небольшие количества изотопа урана U-235, сопутствующего изотопу U-238, он поглотит целиком весь природный уран, а изотоп U-235 будет играть роль катализатора. [c.315]

Для реакторов, работаюишх на природном уране, применяется система с непрерывной сменой ядерного горючего. [c.9]

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]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...