Ядерные реакторы реакторы-размножители

ВОСПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО РЕАКТОРЫ-РАЗМНОЖИТЕЛИ [c.145]

Реактор на тепловых нейтронах, использующий в качестве топлива изотоп урана не может работать в режиме воспроизводящего реактора (реактора-размножителя). Только применение изотопа урана обеспечивающего высокое значение параметра т] = 2,287, позволяет осуществить воспроизводство топлива в ядерных реакторах на тепловых нейтронах. [c.299]

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]

В большинстве случаев в ядерных реакторах, работающих на медленных нейтронах, применяют природный уран, поскольку обогащение урана для повышения в нем содержания увеличивает его стоимость. При работе на быстрых нейтронах возможно пользоваться реакторами-размножителями, в которых количество вновь образующегося делящегося материала при протекании цепной реакции превосходит количество первоначально загруженного. [c.465]

Особые перспективы имеют реакторы-размножители, работающие на быстрых нейтронах и использующие в качестве первичного топлива U-238 (переходит в Ри-239) и Th-232 (переходит в U-233). Они должны увеличить запасы ядерного топлива деления в 20— 30 раз. Опытно-промышленные образцы таких реакторов уже работают. Однако для их широкого строительства и эксплуатации необходимо еще решить ряд важных научных, технических и конструкторских задач. [c.148]

И наконец, носители ядерной энергии — ядерные топлива. Делению тепловыми нейтронами поддается только фан-235, содержание которого в природном уране ),712%, остальное — уран-238. Последний захватывает тепловые нейтроны, и получить цепную реакцию можно лишь в реакторах очень больших размеров. Поэтому природный уран обогащают на 2—20% ураном-235. В двухступенчатом режиме с получением нового ядерного топлива — плутония-239 и урана-233 — можно применять уран-238 и торий-232, но только деля их быстрыми нейтронами. Это повысит эффективность использования урана с учетом потерь в 20—30 раз и увеличит ресурсы ядерного топлива деления в 2 раза. Такие реакторы-размножители имеют небольшие габариты и вес, им сулят большое будущее. И это все. [c.141]

Схематически действие реактора-размножителя на быстрых нейтронах показано на рпс. 2.22. В результате реакции деления в ядерном горючем образуются быстрые [c.40]

В настоящее время на ядерную энергию приходится сравнительно небольшая доля суммарного мирового производства энергии. В течение следующих 50 лет ее доля может возрасти до 30 % и более, несмотря на то что многие экологические проблемы, связанные с использованием ядерной энергии, еще предстоит решить. Отсутствуют необходимые по условиям технологии материалы для производства экономичных и безопасных реакторов-размножителей, что влияет на решимость правительства США развивать это направление. Отметим, что во Франции, Великобритании и СССР продолжают создавать реакторы-размножители, но имеющиеся проекты пока не выдерживают конкуренции с другими технологиями. [c.42]

Большая часть электроэнергии, производимой в США, вырабатывается на базе органического (прежде всего — нефти) и ядерного топлива. В настоящее время почти во всех районах страны себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС, ниже себестоимости электроэнергии, производимой на ТЭЦ, работающих на угле считается, что плутоний, образующийся в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, станет еще более дешевым источником энергии, хотя многие хорошо осведомленные специалисты с этим не согласны. В следующей главе будут подробно рассмотрены вопросы, относящиеся к использованию ядерной энергии. [c.112]

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]

В процессе эксплуатации наблюдалось распухание твэлов как в радиальном, так и в осевом направлениях. В результате распухания отмечалось снижение плотности ядерного топлива, что оказывало отрицательный эффект на реактивность, а радиальное распухание вызывало разрушение стальной оболочки. Радиационные повреждения были еще более ярко выражены, когда в топливо было включено небольшое количество плутония. Отмечалось очень сильное распухание при таких незначительных выгораниях, как 1 %, и температурах до 400 С. Стало очевидным, что наиболее благоприятные условия для активной зоны реактора-размножителя — больший нейтронный поток и более высокие температуры. Это означает, что должны использоваться различные топливные материалы для достижения высоких уровней выгорания, которые требуются для получения требуемых экономических показателей по топливу. [c.177]

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]

На базе угля в США вырабатывается почти половина всей электроэнергии, поэтому доклад начинается с вопросов современного состояния и развития технологии использования угля. Затем рассматривается использование ядерной, геотермальной и солнечной энергии (для последней — два способа преобразования тепловой и фотоэлектрический), а также энергии ветра. В заключение рассматриваются реакторы-размножители на быстрых нейтронах и управляемый термоядерный синтез. [c.82]

Замкнутый цикл и стратегия внедрения реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Основываясь на варианте развития однократного топливного цикла, авторы рассмотрели направление развития с замкнутым топливным циклом и с внедрением реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (БН) с переработкой отработавшего урана и использованием плутония, наработанного в тепловых реакторах. Быстрое развитие промышленности топливного цикла было бы выгодно по нескольким причинам, среди которых не последней является возможность безопасной переработки ядерных отходов. Тем не менее для составления нижеследующих вариантов был выбран более осторожный подход, при котором строительство предприятий топливного цикла осуществляется в соответствии с потребностями внедрения реакторов БН. [c.96]

Запасы урана в Индии невелики, запасы тория — довольно значительны. За счет достоверных запасов урана можно было бы обеспечить ядерным топливом АЭС суммарной электрической мощностью 8 ГВт. Запасы тория таковы, что на них можно смело рассчитывать при составлении обширной программы развития ядерной энергетики, основанной на применении реакторов-размножителей. [c.115]

Существуют две области, наиболее подверженные искажениям. Первая — различия в порядках величин конечного использования ресурса в зависимости от метода преобразования первичных источников во вторичные и далее в конечное потребление. Это хорошо известно в ядерной энергетике, где метод преобразования (тепловой реактор или реактор-размножитель) обычно определяет публикуемые цифры энергетического эквивалента ядерного топлива. Однако существуют большие различия в конечном выходе энергии и тогда, когда, например, уголь сжигается в домашней плите или [c.22]

Когда национальная программа развития энергетики была представлена в конгрессе, ожидалось, что ее рассмотрение займет несколько месяцев, а ряд наиболее сложных позиций програм.мы будет существенно пересмотрен. Среди главных направлений программы были экономия энергии и увеличение роли угля использование тепловых или обычных ядерных реакторов в качестве последнего средства приостановка сооружения реакторов-размножителей при одновременном развитии исследовательской работы в этом направлении и в направлении термоядерного синтеза развитие исследований по возобновляемым источникам энергии, в особенности по солнечной и геотермальной энергии, которые будут являться основой энергетической политики в весьма отдаленной перспективе. В области энергопотребления был принят принцип применения политики цен для экономии энергии при разрешении повышения цен на нефть и нефтепродукты до мирового уровня. Подобная политика усиленно обосновывалась и в одной из работ 1979 г. [108]. [c.285]

Так же, как и в прошлом, основное значение для развития ядерной энергетики будет иметь позиция США, хотя и другие страны продолжают разворачивать программы по строительству как тепловых реакторов, так и реакторов-размножителей. [c.347]

Кроме малой утечки радиоактивности, газоохлаждающие реакторы имеют другое существенное преимущество перед легководными реакторами термический КПД практически такой же, как и в ТЭС на органическом топ- ливе аналогичной мощности. Таким образом, в конденсатор отводится такое количество теплоты, которое позволяет использовать оборотную систему с градирнями, что существенно для предотвращения теплового загрязнения водотоков и водоемов. В добавление к этому техническая реализация газоохлаждаемых реакторов естественным образом приводит к разработке следующего поколения ядерных реакторов — реакторов - размножителей на быстрых нейтронах. [c.175]

Успешное внедрение реакторов-размножителей на быстрых нейтронах позволило бы использовать руду с низким содержанием урана, что в настоящее время не может быть осуществлено. Например, можно было бы думать об использовании сланцев, залегающих на большей части территории штатов Теннесси, Кентукки, Огайо, Индиана и Иллинойс. Пред-гТоложим, можно было бы извлечь и использовать слой скального грунта плотностью 2,5г/см с содержанием урана 150 г/м . Если с каждого квадратного метра поверхности земли можно было бы получить 5 м такой руды, то потребовалось бы разрабатывать залежи этой руды на площади менее 5 км , чтобы получить столько энергии, сколько содержится во всех, имеющихся в США запасах нефти. Еще более эффективной оказалась бы разработка таких месторождений, если бы удалось использовать содержащийся в скальном грунте торий для производства в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах расщепляющегося изотопа Единственным ограничивающим фактором в суммарном производстве ядерного топлива Для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах была бы глубина, до которой экономически оправдано и технически возможно вести добычу воспроизводящих материалов. Таким образом, хотя реакторы-размножители на быстрых нейтронах и могут расширить в будущем энергетические ресурсы, они не могут стать тем направлением, на котором человечество окончательно оста- [c.41]

Основные тенденции в усовершенствовании ядерных реакторов АЭС заключаются в увеличении единичных мощностей, знергонапряженности топлива, повышении к. п. д. и коэффициента воспроизводства. Наиболее полно этому удовлетворяют новые типы ядерных реакторов с гелиевым охладителем— высокотемпературный реактор на тепловых нейтронах (ВГР) ч реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БГР) [1]. [c.3]

Ядерная плотность окисного топлива по сравненикг с платностью карбидного и нитридного существенно ниже, а количество легких ядер кислорода, приходящихся на одно тяжелое ядро, равно двум, что является крайне неблагоприятным фактором для топлива реактора-размножителя. Таким образом, окислы урана или сплава уран-плутонии не отвечают всем тре- [c.9]

В 1969 г. Ок-Риджской лабораторией и фирмами Галф дженерал атомик и Бабкок энд Уилкокс под руководством Отделения реакторов и технологии КАЭ были выполнены расчетные проработки газоохлаждаемого реактора-размножителя, которые показали, что использование в таком реакторе разработанных для БН стержневых твэлов со стальными оболочками и окисным уран-плутониевым топливом позволяет получить более высокий коэффициент воспроизводства, однако объемная плотность теплового потока активной зоны оказывается меньшей, что существенно снижает преимущества реакторов ВГР. Переход в реакторах ВГР к более теплопроводному карбидному топливу и использование более тонких стальных покрытий и конструкции вентилируемых твэлов позволяет существенно увеличить объемную плотность теплового потока, что наряду с большим коэффициентом воспроизводства обеспечивает их решающее преимущество, по сравнению с реакторами ВН, в снижении почти вдвое времени удвоения ядерного топлива. В табл. 1.6 приведены результаты исследований влияния вида топлива на важнейшие характеристики реактора ВГР мощностью 1 млн. кВт с обычными стержневыми твэлами и температурой металлической оболочки 700° С. [c.32]

В ФРГ под руководством профессора Фёрстера в Центре ядерных исследований в Юлихе в 1970 г. была выполнена работа по определению перспектив развития реакторов-размножителей БГР. Были рассмотрены варианты с окисным и карбидным топливом, со стержневыми твэлами с удержанием продуктов деления и вентилируемыми, микротвэлами и определены параметры гелиевого теплоносителя в случае двухконтурной и одноконтурной схем [23] (табл. 1.8). [c.33]

Впервые в мире на совещании экспертов МАГАТЭ по перспективам развития реакторов Б ГР в 1972 г. в Минске советскими специалистами А. К. Красиным, Н. Н. Пономаревым-Степным, С. М. Фейнбергом были поставлены задачи по созданию газоохлаждаемых реакторов-размножителей с временем удвоения топлива примерно четыре-пять лет. При таком времени удвоения топлива открывается возможность увеличения темпов развития АЭС в стране при запланированных потребностях в урановом сырье [11]. Условием получения столь малого времени удвоения топлива в реакторах-размножителях является использование карбидного ядерного топлива, высокие объемная плотность теплового потока в активной зоне и давление теплоносителя. В дальнейшем эти концепции были воплощены в разработки проектов реакторов-размножителей с газовым охлаждением [12]. [c.36]

Шаровые твэлы высокотемпературного реактора-размножителя БГР, по сравнению с твэлами реактора ВГР, облучаются в активной зоне на порядок большим интегральным потоком быстрых нейтронов (10 нейтр./см ), имеют на два порядка большую среднюю объемную плотность теплового потока (700 кВт/л) и примерно втрое большую энергонапряженность ядерного топлива (400 кВт/кг) при практически одинаковой глубине выгорания ядерного топлива. Помимо этого, защитные оболочки микротвэлов и конструкционные материалы кассет не могут содержать большого количества легких ядер, смягчающих спектр нейтронов в активной зоне реактора БГР, и, следовательно, толщина защитных оболочек должна быть минималь ной, что затрудняет решение вопросов конструкции. [c.37]

В энергетике недалекого будущего новым источникам энергии отводится ведущая роль. Потребление энергии в промыщленных целях на данном этапе развития увеличивается с каждым годом. Обеспечить такой расход энергии только за счет топливных ресурсов земного шара и использования атомной энергии невозможно. Мировые запасы нефти, угля и газа не безграничны. Перспективы получения энергии в широких масштабах в результате ядернэй реакции деления также проблематичны, Правда, положение может улучшиться при использовании техники реакторов-размножителей и при овладении реакцией ядерного синтеза. [c.6]

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

Энергетические реакторы-размножители должны стать главным направлением в развитии ядерной энергетики в Советском Союзе. Существенный вклад в разработку физических основ быстрых реакторов был сделан И. И. Бондаренко, О. Д. Казачковским, А. И. Лейпунским и Л. Н. Усачевым. [c.587]

Очень важной характеристикой реакторов БН является время удвоения, т. е. время, в течение которого масса ядерного топлива, первоначально находившаяся в топливном цикле реактора-размножителя, увеличится в 2 раза. Очевидно, этот период времени должен быть по возможности значительно меньше, чем расчетный срок службы установки. Если реактор-размножитель с общей загрузкой топлива Д1г, кг, работающий при мощности Я, МВт, производит топливо в количестве т, кг/iMBt сутки, тогда время удвоения <2 таково, что- [c.178]

I 1 г урана-235 эквивалентен по отдаче тепла 3 т угля, а один грамм дейтерия — т угля, в реакторах, работающих н тепловых нейтронах, используется в основном уран-235 и до 1% урана-238. jB недалеком будущем АЭС будут оснащаться реакторами-размножителями ка быстрых нейтронах. Эти реакторы не имеют замедлителей, и часть нейтронов, испускаемых в процессе распада урана-235, поглощается ураном-238, который в результате множества производственных циклов превращается в плутоний-239, также используемый в качестве ядерного топлива. По данным академиков В. А. Кириллина и М. А. Стыри-ковича, реактор-размножитель позволит примерно в 20 раз полнее использовать ядерные ресурсы по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Это позволит резко увеличить ресурсы ядерного топлива i [c.32]

Для 2000 г. новый прогноз предусматривает увеличение мощности АЭС до 1700 тыс. МВт, а выработку электроэнергии — до 2300 млрд. кВт-ч. В этом случае 80% электроэнергии на континенте будут давать АЭС, что позволит удовлетворять 35% общей потребности в энергии в Западной Европе. Новыа прогноз будет осуществлен лишь в том случае, если 35% АЭС будут оснащены реакторами—размножителями. Как известно, в настоящее время АЭС оснащаются различными реакторами (преимущественно с кипящей водой и с водой под давлением). Некоторые специалисты полагают, что водо-водяные реакторы будут преобладать в программах развития ядерной энергетики в ближайшие 20 лет. [c.121]

Преобразование энергии Усовершенствование ядерных реакторов-конверторов, применение новых видов топлив для двигателей, реакторов-размножителей, гидро-геиизаиии угля Применение комбинированных циклов (включая газификацию с получением газа с низкой теплотой сгорания и сжиганием в топках кипящего слоя под давлением), топлива из биомассы, газификации с получением высококалорийного газа Применение топливных э.пементов, термоядерной энергии, использование газификации угля с получением газа с низкой и средней теплотой сгорания, МГ Д-генераторов, систем производства водорода из неорганических продуктов [c.28]

Атомные реакторы-размножители на быстрых нейтронах (БН). Наибольший прогресс до стигнут в технологии реакторов на быстрых нейтронах с жиикометалдическим натриевым тепло нос ителем. На полномасштабной АЭС с реактором такого типа в расчете на единицу ядерного топлива можно будет вырабатывать в 50—80 раз больше электроэнергии, чем на АЭС с традиционным легководным реактором. То плива для такого реактора (после его начальной загрузки) вполне достаточно, и его стоимость составляет ничтожную долю в себестоимости производимой им электроэнергии. Подсчитано, что если использовать в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах весь уран, содержащийся в стволах урановых обогатительных производств США, то можно будет выработать 1,4 млн. ТВт- ч электроэнергии. Для сравнения укажем, что в настоящее время в США потребляется около 2 тыс. ТВт- Ч электроэнергии в год. [c.89]

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]

Одним из методов увеличения надежности снабжения является рассредоточение его источников. Основная масса японского импорта нефти поступала из Саудовской Аравии и Ирана, но значительный приоритет отдавался Ираку в связи с развитием с ним общих экономических связей. В 1973 г. начался импорт нефти из КНР, который в 1976 г. составил всего 4 млн. т, а па 1977 г. намечался в объеме 5,18—6,18 млн. т. Япония надеялась на расширение импорта из КНР со временем, по мере преодоления ряда технических и политических трудностей. Нефть из Дацина отличается низким содержанием серы (0,2%), но высокой вязкостью, что затрудняет ее переработку на японских НПЗ и требует смешения с другими нефтями. Поэтому по чисто техническим и коммерческим условиям промышленники Японии предпочитали бы не брать дацинскую нефть. В гипертрофированном развитии переработки и потребления нефти состоит одна из причин уязвимости экономики Японии. Все развитие ее перерабатывающей промышленности опиралось на дешевую нефть 50-х и 60-х годов. На нефть приходится примерно 70 % потребления первичных энергоресурсов, около 90 % топлива для производства электроэнергии, и 80 % этой электроэнергии потребляется в промышленном и коммерческом секторах — даже алюминиевая промышленность базируется на электроэнергии ТЭС на нефтетопливе, хотя повсеместно эта отрасль ориентируется на дешевую электроэнергию. Подобная экономическая структура болезненно реагирует на любое повышение цен на нефть, поскольку оно затрагивает каждый сектор экономики. Замена нефти практически возможна только импортом угля при высоких затратах на охрану среды либо импортом сжиженного метана при больших затратах на транспортирование и распределение, так что оба варианта имеют существенные недостатки. Единственным методом ослабления зависимости от импорта можно считать экономию энергии во всех направлениях, пока не будут достаточно освоены реакторы-размножители или ядерный синтез. Как видно, зависимость от импортной нефти еще долгое время будет характерной чертой экономики Японии. [c.330]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...