Реакторы-бридеры

Реакция синтеза, протекающая в бридерах, где используют тритий, имеет преимущество по сравнению с процессом деления, в котором используют плутоний, состоящее в том, что реактор не требует непрерывного охлаждения после останова, как это имеет место в активной зоне реактора деления. Обе системы находятся примерно на одном уровне по количеству летучих радиоактивных веществ и нелетучих при использовании в реакторах ядерного синтеза сплавов ниобия. Основной проблемой, однако, является то, что ядерный синтез не вышел за пределы научных разработок. Научная разработка реакторов деления была выполнена группой Ферми в 1942 г., а промышленное производство реакторов-бридеров ожидается в конце 80-х годов, возможность же промышленного освоения реакции синтеза относят к 2000 г. или позднее. Данге по оптимистическим оценкам, это произойдет не ранее 1990 г., однако еще слишком рано делать сравнения с реакторами-бридерами быстрого деления. А 10 %-ная экономия общих затрат за счет невысокой стоимости топлива может быть сведена на нет из-за применения более дорогостоящих материалов в установках ядерного синтеза. [c.231]

В СССР, США, Франции, Англии, ФРГ основная роль в программе будущей энергетики отводится быстрым реакторам-бридерам с натриевым теплоносителем. [c.10]

Реакторы на быстрых нейтронах (БН). Сейчас для БН применяется, в основном, жидкий натрий. Он позволяет работать в первом контуре при низких давлениях и высоких коэффициентах теплоотдачи. С использованием жидкометаллических теплоносителей разрабатываются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (реакторы-бридеры). [c.111]

Этот прогноз, а также другие материалы дают основание считать, что реакторы-конверторы типа ВВЭР еще длительно будут занимать ведущее место. Так, один из вариантов анализа приводит к выводу, что к 2000 г. 50% АЭС будут работать с реакторами-бридерами и 50%—с реакторами-конверторами. [c.111]

Если бы плутоний образовывался в реакторе в таком количестве, чтобы он полностью компенсировал исчезновение и , то был бы осуществлен воспроизводящий реактор, который называют также реактором-бридером. Ценность такого реактора заключается в том, что вместо того, чтобы сжигать небольшое количество изотопа сопутствующего изотопу и , он поглотит целиком весь природный уран, а изотоп будет играть роль катализатора. [c.133]

Естественно, что преимущество в этом случае будет отдано более компактным устройствам и, за исключением морских судов, в большинстве случаев будут применяться гомогенные воспроизводящие горючее реакторы (бридеры) (фиг. 128—131). [c.199]

Материал ТАСС о работах по созданию в США ядерного реактора-бридера [c.442]

Специальные реакторы (фиг. 218), в которых активная зона состоит из высокообогащенного урана 235, а на периферии помещается оболочка из урана 238, частично превращающегося в плутоний, называются воспроизводящими реакторами или реакторами-бридерами. В оболочку реактора с воспроизводством закладывают иногда торий ТЬ 232, который, захватывая нейтрон и претерпевая ряд ядерных превращений, образует ядерное горючее ШЗЗ, аналогичное урану 235. [c.423]

Для наработки делящегося материала по схеме реактора-бридера внешний стабилизирующий слой мишени должен делаться из природного урана и. Под действием быстрых нейтронов в нём происходит наработка плутония Pu, обеспечивающая естественное воспроизводство делящегося материала. Основные достоинства предложенного метода производства энергии [c.202]

Среди всех типов реакторов особое место занимают энергетические реакторы-размножители (или, что то же, бридеры). В этих реакторах одновременно с выработкой электроэнергии идет процесс расширенного воспроизводства горючего за счет реакции (П.9). Воспроизводство идет и в большинстве обычных реакторов, при- [c.586]

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]

В зарубежных разработках газоохлаждаемых бридеров не предполагается широко использовать накопленный в тепловых реакторах опыт по реакторной технологии Не, хотя при создании высокотемпературных газографитовых реакторов был освоен уровень давлений 25 — 40 бар, а для получения существенных физических преимуществ (большой КВ) перед натриевыми бридерами в газовых быстрых реакторах планируется применять гелий при 120— 170 бар [1.15]. Большие надежды в АЭС с гелиевыми бридерами возлагаются на упрощение схемы преобразования тепла при переходе от трехконтурной для натрия к двухконтурной для Не—Н2О и в перспективе на возможность осуществления одноконтурного газотурбинного цикла на Не [1.1, 1.15]. [c.4]

Одпако в газоохлаждаемых быстрых реакторах на Не нам представляются трудными проблемы герметичности контуров АЭС большой мощности в связи с высокой текучестью гелия, обеспечения аварийного охлаждения гелиевого бридера при потере герметичности контура охлаждения. [c.4]

С учетом высоких темпов развития всей энергетики (7 2 = 8— 10 лет) и атомной энергетики = Ъ лет) А. П. Александровым [1.1] впервые четко сформулировано требование о необходимости достижения 4 — 6 лет времени удвоения плутония в бридерах. В этом случае может быть решена проблема самообеспечения плутонием развивающейся ядерной энергетики при ограниченном потреблении природного урана на начальном этапе с последующей работой системы АЭС на отвальном уране и рещающей ролью в топливном балансе атомной энергетики вторичного делящегося плутония, полученного в быстрых реакторах (как для быстрых, так и для тепловых реакторов). [c.12]

Основным недостатком газовых быстрых бридеров являются трудности охлаждения активной зоны в случае разрыва главного контура и быстрой потери давления и расхода теплоносителя в контуре охлаждения реактора. [c.15]

В 1972 г. на совещании экспертов МАГАТЭ по быстрым реакторам с газовым охлаждением было отмечено, что газоохлаждаемые быстрые реакторы могут обеспечить время удвоения меньшее или равное времени удвоения натриевых бридеров, их разработку можно осуществлять параллельно с натриевыми бридерами. По вопросам воспроизводства ядерного горючего и времени его удвоения советская и американская концепции значительно различаются. [c.16]

Американские специалисты утверждают, что газовые бридеры должны оптимизироваться не на минимальное время удвоения, а на производство наиболее дешевой электроэнергии при времени удвоения более 8—10 лет [1.18]. В 1973 г. американская программа по быстрым реакторам подверглась значительной критике и была перестроена в направлении большей конкретизации задач по созданию бридера с временем удвоения меньше 10 лет [1.8]. [c.16]

Применение оболочки твэлов, аналогичных натриевым бридерам, предопределило максимальную температуру гелия на выходе из реактора (550 — 600 °С) и применение двухконтурной схемы АЭС с использованием паротурбинного цикла. [c.18]

Анализ программ исследовании по газоохлаждаемым бридерам показал, что почти во всех случаях разрабатываются варианты быстрых реакторов с гелиевым теплоносителем и стержневыми твэлами в корпусах из напряженного железобетона с двухконтурными схемами преобразования тепла и паротурбинным циклом. [c.23]

Реакторы-бридеры. Характеристики, уровень разработки и, что самое важное, время внедрения реакторов-бридеров в систему ядерного энергоснабн ения будут, вероятно, самыми серьезными проблемами в ядерной энергетике в течение последующих 25 лет, хотя роль реакторов-бридеров в энергетике 1990 г., возможно, будет незначительной (см. табл. 64). [c.237]

До 1990 г. атомная энергетика СССР будет базироваться главным образом на тепловых реакторах типа ВВЭР и РВМК. Помимо своей основной задачи — выработки электроэнергии, эти реакторы будут выполнять важную функцию наработчиков нового топлива — плутония — для загрузки атомных станций с реакторами-бридерами на быстрых нейтронах. В реакторах освоенных типов полезно используется не более 1% потребляемого ими природного урана. Поэтому они рассматриваются как первая стадия в промышленном освоении энергии атомного ядра. В связи с этим внимание инженеров и исследователей привлекают реакторы с лучшими физическими характеристиками. [c.3]

Интересный новый тип быстрого реактора — газовый реактор с диссоциирующим газом в качестве теплоносителя — разрабатывается по общему координационному плану Академиями наук БССР, УССР, МССР. Однако для практической реализации проектов мощных энергетических быстрых реакторов-размножителей потребуется не только опыт эксплуатации экспериментальных реакторов, но и решение ряда сложнейших научных и инженерно-технических задач. Поэтому развертывание серийного строительства АЭС с мощными реакторами-бридерами предполагается только в следующем десятилетии [31. [c.4]

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]

Реакторы на быстрых нейтронах имеют сравнительно небольшие размеры и загрузку значительного количества ядерного топлива. Трудности в конструировании реакторов на быстрых нейтронах связаны с тем, что при больших энергиях нейтронов эффективные сечения деления ядер урана-235 и плутония-239 малы, и для получения приемлемого выхода мощности необходимо иметь большие величины потоков быстрых нейтронов, что обусловливает и высокие тепловые потоки в активной зоне реактора. Снятие огромных тепловых потоков возможно газом (парогазовой смесью), даходящимся под высоким давлением. Выполнение же активной зоны в виде слоя шаровой насадки из тугоплавкой двуокиси урана (тория) позволяет, в свою очередь, увеличить поверхность нагрева, коэффициент теплоотдачи и допустимый уровень рабочей температуры тепловыделяющих элементов. Именно так могут быть решены основные проблемы, возникающие при создании высокотемпературных ядерных реакторов-бридеров. [c.130]

В быстром реакторе (бридере) в качестве делящегося материала чаще всего используется плутоний-239 с некоторым количеством плутоння-241 сырьевой материал уран-238 (и иногда плутоний-240) представляет собой поглотитель [c.360]

На рис.5,1 сравниваются нормированные спектр потока нейтронов на первую стэнку бланкета терлоядерного реактора (а) и спектр в центре активной зоны реактора-бридера (б). Отметим, что около 60 % как потока на первую стенку терлоядерного реактора, так и потока в центре активной зоны реактора деления состоит из нейтронов с энергиями, большими 0,3 МэВ. Однако, если около 25 нейтронного потока на первую стенку представляет собой нейтроны с энергиями, превышающими 10 МэВ, то в реакторе деления нейтронов с такими энергиями очень мало. То есть спектр потока нейтронов на первую стенку бланкета термоядерного реактора будет гораздо более жесткш.1, чем спектр в реакторе деления. На рис. [c.90]

В этой связи в последние годы значительно расширились исследования по альтернативным вариантам бридеров— газоохлаждаемым быстрым реакторам на Не и П2О4,. [c.4]

В табл. 1 представлены характеристики быстрых реакторов на натрии [1.6], из которых видно, что в натриевых бридерах большой мощности планируется достижение времени удвоения (72=10 лет). Национальные программы США по развитию быстрых реакторов в 1973 г. были подвергнуты коренной перестройке, и сейчас, исходя из важности бридерной программы для всей энергетики будущего, все разработки направлены на создание бридеров с временем удвоения ядерного горючего не более 10 лет, что соответствует периоду удвоения энергетики США [1.1, 1.8]. [c.11]

В Советском Союзе в развитии ядерной энергетики бридерная программа была названа определяющей еще в 1964 г. на III Женевской конференции ООН [1.9, 1.10]. За прошедшие годы для реализации программы натриевых быстрых реакторов в нашей стране были построены опытный реактор БОР-60, демонстрационная АЭС БН-350 и ведутся строительство промышленной АЭС БН-600 и проектные разработки АЭС большой мощности с натриевым бридером БН-1500 (1600) (табл. 3). [c.11]

В последние годы значительно расширились исследования по газоохлаждаемым быстрым реакторам, имеющим ряд преимуществ по сравнению с натриевыми бридерами (более жесткий спектр деления, возможности одно- и двухконтурных схем преобразования тепла и т. д) [1.13—1.18]. Известны разработки газовых бридеров на Не, СОа и N2O4.. [c.13]

Несмотря на успехи в освоении натриевой технологии, строительство и получение первого опыта работы демонстрационных АЭС с быстрым реактором на натрии во Франции ( Феникс ), в СССР (БН-350) и в Англии (РРК) и принятие решения о строительстве во Франции коммерческой АЭС с натриевым бридером Суперфеникс мощностью 1200 МВт (эл.), считается, что на доработку важнейших проблем натриевой технологии потребуется еще около 10 лет [1.8]. Выявленные трудности в освоении парогенератора натрий—вода, и в частности временная остановка в конце 1976 г. демонстрационной АЭС Феникс во Франции из-за выхода из строя парогенераторов, свидетельствуют о сложности и ненадежности трехконтурной схемы преобразования тепла натриевых быстрых реакторов. [c.15]

В США основные разработки по газовым бридерам ведет фирма Галф Дженерал Атомикс , которая накопила известный опыт в гелиевой технологии при создании и эксплуатации реактора НТСК. Однако при пуске демонстрационной АЭС Форт-Сент-Врейн с высокотемпературным газографитовым тепловым реактором мощностью 250 МВт на параметры гелия 750 °С и 40 бар возникли значительные трудности в обеспечении герметичности гелиевых контуров. [c.16]

Применение вентилируемого твэла, по мнению фирмы GGA, должно разгрузить оболочку, удалить газообразные продукты деления и позволит вести контроль за целостностью оболочек. Западноевропейские страны решают проблемы создания газоохлаждаемых быстрых реакторов на основе тесного сотрудничества научно-исследовательских, испытательных и проектно-конструкторских организаций [1.18]. В 1969 г. была создана Европейская ассоциация по газоохлаждаемым бридерам, в которую вошли 15 организаций из девяти стран (Бельгия, Австрия, Швейцария, ФРГ, Франция, Англия, Италия, Нидерланды, Швеция). В программе работ ассоциации— оценка потенциальных возможностей газовых бридеров, разработка их предварительных проектов, проведение исследований, координация работ и обмен информацией по этой тематике. Например, разработка и испытание проводились во Франции, совместные испытания различных вариантов топлива ФРГ, Франции и Англии — в быстром реакторе Rapsodia во Франции [1.17], [c.18]

Газоохлаждаемые реакторы е микротвэлами допускают получение макеимальных температур гелия 1000 — 1100°С и открывают возможности использования одноконтурных схем с газотурбинным циклом. Однако в связи с недостаточными испытаниями микротвэлов, особенно в спектре быстрых нейтронов, предпочтение получили разработки с твэлами стержневого типа. Основные характеристики газоохлаждаемых бридеров Европейской ассоциации представлены в табл. 1.2. [c.19]

В ФРГ разработки газоохлаждаемых бридеров на гелии с целью определения их перепективности и экономических показателей ведутся в ядерных центрах Карлсруэ и Юлихе. Результаты этих исследований изложены в работе [1.17]. Основные характеристики разрабатываемых в ФРГ газоохлаждаемых быстрых реакторов мощностью 1000 МВт и их сравнение с натриевым и паровым вариантами приведены в табл. 1.-3. [c.20]

Основные характеристики западногерманских газоохлаждаемых быстрых реакторов мощностью И000 МВт и их сравнение с бридерами на натрии и паровом охлаждении [c.21]

АЭС с такими быстрыми реакторами позволяют создать на основе АЭС с ВВЭР, РБМК, БН и БРГД развивающуюся систему АЭС при расходе природного урана, в 2 — 3 раза меньшем по сравнению с натриевыми бридерами. Например, при развитии за 25 — 30 лет системы АЭС до 500 — 600 млн. кВт только на тепловых реакторах расход природного урана может составить 700 — 800 тыс. т. Построение развивающейся системы АЭС на тепловых и натриевых быстрых реакторах может уменьшить расход природного урана до 350—400 тыс. т. При введении газоохлаждаемых быстрых реакторов на N204 в такой системе АЭС расход природного урана может сократиться до 120— 150 тыс. т [1.31]. [c.27]

РЕАКТОР-РАЗМНОЖЙТЕЛЬ (бридер) — ядерный реакг тор, особенностью к-рого является способность к расширенному воспроизводству (размножению) делящихся ядер ядерного горючего). Воспроизводство ядер-ного горючего в реакторах осуществляется за счёт поглощения части нейтронов в реакторе т. н. ядерным сырьём и, 3 3Th радиационный захват нейтронов) и образования при этом искусств, ядерного горючего — ядер Ри, sU [c.297]

Для выявления тенденций развития структуры генерирующих установок, очевидно, целесообразна ее оценка на более отдаленный уровень развития (табл. 3-37). Из ряда проведенных вариантОгВ прогнозов видно, что в США в перспективе тридцати лет предполагается увеличение удельного веса АЭС в общей мощности электростанций примерно до 50%. При этом по прогнозам [Л. 129] структура ввода мощностей на АЭС США к 2000 г. будет следующей около 45—47% —реакторы-размножители на быстрых нейтронах, примерно 35—37%—бридера с МГД-генератором (после 1990 г.) и 17—18% —усгановки на базе тер моядерных реакций (начиная с середины последнего десятилетия века). [c.105]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...