Где производится плутоний и уран

Топливо активной зоны реакторов на тепловых нейтронах окружено в осевом и радиальном направлениях зонами воспроизводства. Сердечники твэлов зоны воспроизводства изготовляются из воспроизводящего материала (в металлической или иной форме), каким является обедненный отвальный уран , содержащий 99,7—99,8 % Назначение зоны воспроизводства — производить плутоний в результате захвата избыточных нейтронов, вылетающих из активной зоны, воспроизводящими нуклидами. Таким образом, отвальный уран в зоне воспроизводства выполняет роль сырьевой базы для наработки плутония. [c.144]

Где производится плутоний и уран-235 [c.164]

Селективная экстракция производится в вертикальной противоточной колонне, поток раствора кислоты направлен вниз, а растворителя — вверх. На дне колонны кислота нейтрализуется и жидкие отходы собираются для последующей переработки. В свою очередь растворитель пропускается через вторую колонну, где посредством восстановителя растворимый четырехвалентный нитрат плутония превращается в трехвалентный, нитрат, нерастворимый в органическом растворителе, но растворимый в азотной кислоте. Нитрат урана остается в растворе органического растворителя. Затем как уран, так и плутоний подвергаются дальнейшей очистке и превращаются в форму,-пригодную для изготовления топлива. [c.195]

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]

Наибольшее распространение получили реакторы на тепловых (медленных) нейтронах, они могут работать на естественном уране и производить новое ядерное горючее. Поэтому такие реакторы часто являются производящими, предназначенными для производства горючего, например плутония, из естественного урана. Реакторы на медленных нейтронах могут быть и энергетическими. Реакторы на быстрых нейтронах, естественно, не содержат замедлителя, они более компактны, меньше весят. Эти реакторы могут быть или энергетическими, или энергетическими с одновременным воспроизводством горючего. [c.99]

Следует отметить, что сама по себе идея применения атомных и термоядерных взрывов для получения энергии и активных веществ не является новой. Начиная с 1949 года и позже, Флеров Г.Н. и Франк-Каменецкий Д.А. (в то время сотрудники КБ-11) предлагали производить под землей атомные и термоядерные взрывы для получения энергии и активных веществ Ри-239 и U-233. При этом предполагалось, что большая часть энергии взрыва остается в расплавленной породе, нагретой до 2000°-3000°. Отбор энергии, по мысли авторов, производится путем охлаждения расплава водой, нагнетаемой через пробуренные скважины. Нейтроны, образующиеся при взрыве, предполагалось поглощать в U-238 или Th-232, которые помещались вблизи заряда. При поглощении нейтронов уран-238 переходит в плутоний-239, а торий-232 - в уран-233. После полного охлаждения место взрыва можно рассматривать как искусственное месторождение активных веществ. [c.241]

Образующиеся плутоний-239 или уран-233, а также плутоний, не испытавший деления, первоначально распределяются по всей массе газа-теплоносителя. Вместе с горячим газом активные вещества поступают в аппаратуру, где происходит их выделение. Затем газ проходит через теплообменник и подается в компрессор, который непрерывно нагнетает охлажденный газ-теплоноситель, во взрывную камеру в период между взрывами. Таким образом, после охлаждения газа и извлечения из него активных веществ в камере можно производить новый взрыв. Такого рода установка даст возможность осуществить непрерывное производство электроэнергии и делящихся веществ путем проведения следующих один за другим взрывов. [c.241]

Делящиеся оружейные материалы производились пятью комбинатами. Заводы Челябинска-65, Красноярска-26 и Томска-7 нарабатывали оружейный плутоний. В Томске-7, Красноярске-45 и Свердловске-44 находились обогатительные заводы по производству оружейного зфана. Четвертый обогатительный завод, расположенный в Ангарске, производил низкообогащенный уран. [c.331]

Производство плутония ведется в ядерных реакторах. При протекании са-моподдерживающейся реакции деления ядер урана-235 часть нейтронов захватывается неделящимися ядрами урана-238. В результате такого захвата и возбуждаемого им процесса радиоактивных превращений в уране наряду с делением ( выгоранием ) урана-235 происходит постепенное накопление плутония в количестве, достигающем 50—80% от количества выгоревшего урана. Последующее извлечение плутония и не использованного полностью урана-235 из облученных урановых стержней производится на специальных радиохимических заводах. [c.163]

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]

Б.В. Курчатов применил для вьщеления плутония разработанную им в 1943 году методику отделения нептуния от урана. Эта методика основана на свойствах трансуранов легко восстанавливаться до низшей валентности с помогцью SO2, который не восстанавливает уранил-иона. Восстановленный до низшей валентности трансуран по своим свойствам должен быть близок к 4-валентному иону урана. Для отделения плутония от основной массы урана производилось осаждение восстановленного трансурана купферроном с помогцью небольшого количества добавленного в качестве носителя. [c.406]

Рассмотрим атомные газотурбинные установки. Основное отличие атомных энергетических установок от теплоэнергетических состоит в замене органического топлива ядерным горючим (ураном-235, ураном-233, плутонием-239) и обычного котла или камеры сгорания ядерным реактором. В остальном агрегаты атомной электростанции почти ничем не отличаются от агрегатов обычной тепловой электростанции. Наиболее распросг-раненны ми являются одно- и двухконтурные теплоэнергетические схемы атомных установок. В одноконтурной схеме рабочее тело одновременно является теплоносителем, охлаждающим топливные элементы ядерного реактора. Проходя через турбину, конденсатор и питательный насос в паросиловой установке или через турбину и компрессор в газотурбинной установке, рабочее тело вновь возвращается в реактор для охлаждения его топливных элементов. В двухконтурной схеме отвод тенла от реактора производится промежуточным теплоносителем, циркулирующим в первом контуре. Тепло, отнятое промежуточным теплоносителем у тепловыделяющих эле- [c.297]

Отметим, что в ряде государств производится или предполагается переработка ОЯТ с целью выделения энергетического плутония и возвращение его в топливный цикл АЭС для последующего выжигания в реакторах на тепловых нейтронах (в составе специального уран-плутопиевого ЯТ) или в реакторах па быстрых нейтронах. Ввиду высокой активности и радиотоксичности энергетического плутония и потенциальных возможностей его использования в ядерном и радиологическом оружии такая программа обращения с ним может вызывать серьезные возражения. [c.265]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...