Реактор на быстрых нейтронах (быстрый реактор)

Большие работы ведутся по освоению реакторов на быстрых нейтронах. Сооружаются реакторы на промежуточных нейтронах. Одновременно со строительством стационарных АЭС в СССР ведутся работы по созданию передвижных АЭС. [c.323]

В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя, что резко уменьшает объем активной зоны. Но, как мы знаем, из-за закона 1/да сечения реакций на быстрых нейтронах очень малы по сравнению с соответствующими сечениями на медленных нейтронах. Поэтому критическая масса горючего (но не всей активной зоны) в реакторе на быстрых нейтронах значительно больше, чем на медленных. Отсюда следует, что реактор на быстрых нейтронах имеет низкую удельную мощность, т. е. мощность на килограмм делящегося вещества в реакторе. Удельная мощность реакторов на быстрых нейтронах примерно в пять раз ниже, чем тепловых. Удельная мощность вместе с коэффициентом воспроизводства и временем задержки топлива в процессе его переработки определяют практически важную характеристику реактора-размножителя, называемую временем удвоения. Время удвоения — это промежуток времени, за который количество топлива в системе удваивается. Согласно оценкам реальное значение времени удвоения составляет примерно 10 лег. [c.588]

Главной особенностью энергетических реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только теплову ю и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить ядерное топливо. Реактор на быстрых нейтронах позволяет достаточно полно использовать запасы ядерной энергии, содержащейся в естественном уране. АЭС с реакторами на быстрых нейтронах могут сочетаться с реакторами на тепловых нейтронах, поскольку последние нарабатывают плутоний-239, необходимый для реакторов на быстрых нейтронах. [c.188]

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]

В 1956 г. вступил в работу второй реактор на быстрых нейтронах БР-2 мощностью 100 кВт. Он имеет активную зону того же типа, как и у БР-1 цилиндр высотой и диаметром 130 мм. Отражатель нейтронов состоит из неподвижной и подвижной частей. Неподвижный цилиндр высотой и диаметром 700 мм набран из урановых стержней диаметром 35 мм в оболочке из нержавеющей стали. Внутренние подвижные части отражателя примыкают к активной зоне и служат для регулирования и аварийной защиты реактора. Отвод тепла из активной зоны производится ртутью, нагревающейся на 30° С при скорости потока 0,65 м/с. [c.147]

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]

Реакторы на быстрых нейтронах обладают большим потенциалом обеспечения безопасности, реализация которого не представляет принципиальных трудностей. Это связано с внутренней физической устойчивостью процессов в активной зоне БР, возможностью минимизации эффектов реактивности до уровня меньше доли запаздывающих нейтронов, отсутствием высокого давления в первом контуре, большими запасами до температуры кипения теплоносителя, высоким уровнем его естественной циркуляции. При переходе от натрия к теплоносителю на основе свинца (свинец—висмут) добавляется фактор отсутствия запасенной химической энергии. [c.169]

Между тем металлы, которыми располагает современное машиностроение, позволяют перегревать пар до 550— 600 С. Это дает возможность уменьшить потери эксергии при передаче теплоты от продуктов сгорания к рабочему телу и тем самым существенно увеличить эффективность цикла. Кроме того, перегрев пара уменьшает потери на трение при его течении в проточной части турбины. Все без исключения тепловые электрические станции на органическом топливе работают сейчас на перегретом паре, а иногда пар на станции перегревают дважды и даже трижды. Перегрев пара все шире применяется и на атомных электростанциях, особенно в реакторах на быстрых нейтронах. [c.63]

Жидкие металлы используют в технике в качестве нагревающей среды при термической обработке металлов (РЬ), для охлаждения клапанов двигателей внутреннего сгорания (Na — рис. 102), в качестве теплоносителя в котлах бинарного цикла (Hg—Н2О) и в ядерных реакторах, особенно в реакторах на быстрых нейтронах (Na, К, Na + К, Li, Ga Hg, Sn, Bi, Pb, Pb -f- Bi и др.). [c.142]

Работа ядерной энергетической установки связана с переносом тепла от твэлов к устройствам, воспринимающим тепло. Среда, осуществляющая перенос тепла, называется теплоносителем. В качестве теплоносителя широко применяют обычную воду и двуокись углерода. Большое место в будущем отводится реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Для охлаждения реакторов используют также тяжелую воду, органические теплоносители, а иногда гелий. [c.86]

Реакторы на быстрых нейтронах позволяют более полно использовать природные запасы урана и тория, а не только изотоп [c.319]

Атомная бомба может также рассматриваться как реактор на быстрых нейтронах, но только в таком реакторе протекает неуправляемый цепной процесс деления взрывного типа. В качестве взрывного ядерного вещества в ней используются изотопы Pu или Под действием быстрых нейтронов ядра изотопов [c.319]

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя. [c.387]

До последнего времени АЭС строились с расчетом на использование в качестве ядерного горючего изотопа Однако этот изотоп урана содержится в составе естественной смеси изотопов урана в количестве всего - -0,7%, причем для его выделения нужна весьма сложная и трудоемкая работа. Кроме того, энергозапас всего имеющегося на Земле изотопа примерно равен энергозапасу органического топлива, т. е. сравнительно невелик. Поэтому наиболее перспективными для развития атомной энергетики являются сверхмощные АЭС ( 1 ООО ООО /сет электрической мощности) с реакторами на быстрых нейтронах, в которых можно использовать в качестве горючего (содержащийся в естественном уране в количестве 99,3%) и торий . Особое значение реакторов такого типа, как известно, заключается не только в том, что они могут использовать мало- [c.406]

Из предварительного расчета специалистов следует, что задачу водоснабжения среднего промышленного города можно решить при помощи реактора на быстрых нейтронах с тепловой мощностью 2—2,5 млн. кет, который одновременно позволит вырабатывать около 500 ООО кет электроэнергии и, кроме того, будет перерабатывать в Оценки показывают, что при [c.409]

В настоящее время в СССР работает опытная опреснительная установка производительностью 5000 пресной воды в сутки (на органическом топливе) и строится атомная установка описанного выше типа (реактор на быстрых нейтронах электрической мощностью 350 ООО квг) производительностью 100 ООО воды в сутки. [c.409]

Объем активной зоны варьируется от десятых долей литра в некоторых реакторах на быстрых нейтронах до десятков кубометров в больших тепловых реакторах. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму (например, цилиндр с высотой, примерно равной диаметру, или куб). [c.579]

Особенно сложна проблема теплоотвода в реакторах на быстрых нейтронах, где энерговыделение громадно (около 0,5 кВт на см ), а к теплоносителю предъявляется дополнительное требование возможно меньшего замедления нейтронов. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах, как правило, используют наилучший по теплоотдающим свойствам материал — жидкий натрий, несмотря на то, что он обладает целым рядом очень неприятных свойств исключительно высокой химической активностью по отношению к воде, вторичной активностью под действием нейтронов. [c.581]

Насосы различных схем основного, энергетического цикла АЭС представляют, как правило, лопастные машины. В вакуумных системах конденсаторов паровых турбин используют пароструйные эжекторы. Наиболее ответственными насосными установками являются главные циркуляционные насосы (ГЦН). На большинстве действующих АЭС это водяные насосы. На АЭС с реакторами на быстрых нейтронах могут быть натриевые ГЦН. Они потребляют от 1 до 4% мощности, вырабатываемой на АЭС. [c.293]

Модульный тип парогенераторов с жидкометаллическим (натриевым) теплоносителем реализован на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах БН-600. Процессы парообразования, перегрева и промежуточ- [c.253]

Мы живем в начале четвертого периода, основными энергетическими проблемами которого являются воспроизводство ядерного топлива деления в реакторах на быстрых нейтронах, осуществление контролируемого термоядерного синтеза, все более широкое применение возобновляемых источников энергии и повышение энергетической эффективности всех типов энергетических установок и энергопотребляющих устройств. К проблемам, нока не имеющим научно-технических оснований для их решения в ближайшем будущем, относятся концентрация рассеянного тепла окружающей среды, массовый искусственный синтез молекул, подобных хлорофиллу, извлечение энергии деления не только из ядер, но и из пока неделимых нуклонов — нейтронов и протонов. [c.15]

Для судов и локомотивов средних размеров могут применяться ЯЭУ с газоохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах с турбинами на различных рабочих телах. Тепловой КПД их примерно одинаков — 19—22%, удельный вес с минимальной защитой механизмов от излучений составляет от 5,5 до 7,1 кг/кВт, диаметр вместилища для ЯЭУ — 1,5—1,6 м, мощность — порядка 2700-2800 кВт. [c.187]

Исследовательский импульсный реактор на быстрых нейтронах ИБР [c.172]

В 1960 г. в Объединенном институте ядерных исследований был введен в эксплуатацию импульсный реактор на быстрых нейтронах ИБР (рис. 49), используемый для различных физических измерений. В активной зоне этого уникального реактора, не имеющей специальной системы охлаждения, в щели между плутониевыми блоками вращается стальной диск со вкладышем [c.172]

Реакторы на быстрых нейтронах. Примером реакторов этого типа являются бридерные реакторы, в которых атомные ядра сжигаемого ядерного топлива в процессе цепного процесса превращаются снова в ядра делящихся изотопов, при этом количество воспроизводимого топлива превосходит количество сжигаемого (коэффициент воспроизводства больше единицы). [c.318]

В нашей стране первый реактор этого типа был сооружен в 1954 г. в г. Обнинске. В г. Шевченко с 1972 г. эксплуатируется промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-350, имеющим при тепловой мощности 1000 МВт эквивалентную — 350 МВт. Реактор рассчитан на выработку электроэнергии генератором мощностью 150 МВт и опреснение 120 тыс. т морской воды в сутки. Заканчивается сооружение более совершенного реактора этого же типа БН-600 мощностью 600 МВт для третьего блока Велоярской АЭС. В парогенераторах его вырабатывается пар, давление которого 140 бар и температура 540° С, что позволяет использовать стандартные турбины [103, 104, 110]. [c.162]

В идеальном случае топливо для реакторов на быстрых нейтронах должно обладать максимальной концентрацией делящегося нуклида и иметь возможно более высокую плотность, так как дисперсионнь1(е виды топлива и присутствующие в нем легкие элементы рассеивают нейтронный поток и поэтому уменьшают коэффициент воспроизводства. С этой точки зрения идеальным топливом следует считать металлические уран или плутоний, однако их использованию препятствует высокая реакционная способность и сложное поведение под облучением. Окончательный выбор топлива для реактора на быстрых нейтронах, очевидно, будет остановлен на уран-плутониевых карбидах. Однако они имеют плохую совместимость с материалами оболочки, кроме того, технология производства их еще недостаточно разработана. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах как строящихся, так и проектируемых предусматривают использование смеси окислов в качестве топлива и двуокиси урана как материала зоны воспроизводства. С точки зрения совместимости с теплоносителем и топливом, а также по экономическим соображениям в качестве материалов оболочки предлагается использовать нержавеющую сталь или сплавы с высоким содержанием никеля. [c.119]

Не следует ожидать, что в первые десятилетия XXI в. произойдет коренная технологическая перестройка в мировом энергетическом хозяйстве за счет внедрения принципиально новых источников энергии и методов их преобразования, транспортировки, распределения и потребленпя. Можно лишь утверждать, что на начальном этапе XXI в. начнут внедряться в широких масштабах те новые технологии, над которыми ученые и специалисты многих стран мнра уже работают в настоящее время. Имеются в виду такие технологии, как реакторы на быстрых нейтронах, термоядерные реакторы, прямое преобразование солнечной энергии, биоэнергетика, разработка нетрадиционных месторождений углеводородов, гидрогенизация твердого топлива, ветроэнергетика, петротер-мальная энергетика и т. д. [c.27]

Более мощным является реактор на быстрых нейтронах БР-2. Физическая схема его близка к схеме реактора БР-1. Номинальная мощность реактора несравненно выше — 120 кет, максимальная 200 кет, коэффициент восироизводства 1,6. К этой н е группе реакторов относится и реактор БР-3. У него в активной зоне блоки естественного урана в алюминиевой оболочке помещены в воду. Коэффициент воспроизводства горючего оказался равным 1,5—1,9. Однако скорость накопления нового плутония в нем возросла по сравнению с БР-1 в 1,8 раза. [c.102]

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ШАРОВЫМИ МИКРОТВЭЛАМИ [c.31]

Для АЭС с реакторами на быстрых нейтронах возможны два варианта компоновки реактора и технологического оборудования— интегральный (типа реактора БН-600 [57]) и петлевой (типа реактора БН-350 АЭС в г. Шевченко и АЭС Ферми). В интегральном варианте основное оборудование первого контура располагается в едином корпусе с реактором. Внутрикор-пусная защита выполняет функции тепловой, противорадиационной и противоактивационной защиты. [c.83]

Из реакторов на быстрых нейтронах наиболее освоены реакторы с натриевым теплоносителем. Высокая радиоактивность натриевого теплоносителя и его химическая активность требуют особых мер предосторожности при выборе материалов защиты реактора. Это исключает возможность использования в защите реактора такого высокоэффективного защитного материала, как вода, взаимодействий с которой может создать опасные ситуации [58]. Вопросы безопасности быстрых реакторов предъявляют особые требования к использованию в защите и других водородсодержащих материалов с точки зрения их попадания в активную зону реактора, что может привести к опасным колебаниям реактивности. Большие трудности возникают при организации эффективного теплосъема верхней защиты. [c.83]

В случае теплоносителя — обычной воды основной проблемой при работе реактора является защита от излучения самой воды. Наибольшим по удельной активности и интенсивности испускания проникающего излучения оказы-пается у-излучение ядер N . Эти ядра образуются в результате реакции О (я, p)N происходящей на быстрых нейтронах (энергия более 11,6 Л1эо). Радиоактивные ядра распадаются с периодом полураспада 7,35 сек (постоянная распада Л = 0,094 сек )- Каждый распад ядра сопровождается испусканием у-кваятов [c.316]

Эксплуатация реакторов-размножителей на быстрых нейтронах сопряжена со значительными трудностями, связанными главным образом с исключительно высокой плотностью энерговыделения и с трудностью регулирования, возникающей в связи с тем, что регулирующие стержни слабо поглощают быстрые нейтроны. Высказывались мнения, что строительство промышленных энергетических установок на быстрых нейтронах вообще нереально. Сейчас, однако, доказано, что энергетика на быстрых нейтронах столь же реальна, как и на медленных. В США с 1962 г. эксплуатировался энергетический реактор на быстрых нейтронах Энрико Ферми с электрической мощностью 60 МВт. В te P первый экспериментальный реактор БР-2 на быстрых нейтронах был создан в 1956 г. в Обнинске. На Шевченковской АЭС с 1972 г. работает энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350. Его тепловая мощность 650 МВт, электрическая — до 120 МВт. Он используется для получения пресной воды из Каспийского моря и вырабатывает до 80000 тонн пресной воды в сутки. В Мелекесе работает реактор на быстрых нейтронах БОР-60 мощностью 60 МВт. На Белоярской АЭС сооружается реактор БН-бОО с электрической мощностью 600 МВт. Ведутся разработки быстрого реактора БН-1690, который в будущем должен стать основой серийных блоков АЭС. За рубежом работают два энергетических реактора на быстрых нейтронах, один в Англии, а другой — во Франции. [c.588]

Огромной концентрацией энергии обладают, как известно [см. 4], ядерные и термоядерные топлива, что нрактическп снимает проблему их транспортирования. Однако пока полнота превращения их энергии в полезные виды невелика, например для природного урана в теплоту — менее 1% в реакторах на тепловых нейтронах и до 20—30% в реакторах на быстрых нейтронах (которые начнут вводиться в эксплуатацию широко только после 1980 г.) в электрическую и механическую энергии — соответственно 0,2—0,4% (на тепловых нейтронах) и 4—12% (на быстрых нейтронах). [c.101]

Для ПЭ средней мощности (400—2500 кВт) с газоохлаждающими реакторами на быстрых нейтронах применять поршневые РМ уже нецелесообразно. Здесь более подходят турбины — паровые, газовые и смешанные [112, ИЗ]. [c.149]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...