Реактор на тепловых нейтронах

Исследования не выявили преимуществ использования углекислоты в качестве охладителя реактора. Специалисты также не сумели показать каких-либо существенных преимуществ реакторов БГР, по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах и БН, по стоимости вырабатываемой электроэнергии. В 1975 г. представлен проект гелиевого реактора GBR-4 электрической мощностью 1200 МВт для демонстрационной АЭС [24]. Основной корпус из предварительно напряженного железобетона размещен в специальном железобетонном внешнем корпусе, давление гелия в первом контуре равно 9 МПа, температура его на выходе из реактора 560° С. [c.35]

В зависимости от энергии нейтронов, которые вызывают основную часть делений ядер горючего, реакторы подразделяют на быстрые, промежуточные и тепловые. Тип реактора зависит от соотношения количества замедлителя, горючего и других материалов, находящихся в его активной зоне, их геометрического расположения и размеров реактора. В реакторе на тепловых нейтронах энергия нейтронов, вызывающих наибольшую часть делений, обычно не превышает 0,2 эв. В реакторе на промежуточных нейтронах энергия большинства нейтронов, вызывающих деление, составляет 0,2 эе —100 кэв. В реакторе на быстрых [c.8]

Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах содержит значительное количество замедлителя нейтронов. Так, в уран-графитовом реакторе концентрация ядер углерода превышает концентрацию ядер в 6000—10 000 раз. В активной зоне реактора на промежуточных нейтронах содержится гораздо меньше замедлителя, а в быстром реакторе он вообще отсутствует. [c.9]

В реакторах на тепловых нейтронах основная часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов. Тогда формулу (9.51) можно свести к следующему приближенному виду [c.42]

Для реакторов на тепловых нейтронах допустимы некоторые упрощения, а именно можно считать [c.46]

Средний поток тепловых нейтронов Фт в активной зоне реактора на тепловых нейтронах определяется мощностью реактора и загрузкой делящегося материала в нем [c.89]

Радиационные характеристики у-излучения смеси продуктов деления в реакторе на тепловых нейтронах. [c.187]

Рис. 13.3. Зависимость удельной активности смеси продуктов деления, в реакторе на тепловых нейтронах от кампании Т и выдержки I при удельной мощности ш = кет/кг облученного топлива.

Гетерогенный реактор на тепловых нейтронах. В качестве примера рассмотрим реактор Первой атомной электростанции АН СССР. Этот реактор работает на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем. Ядерным горючим является уран, обогащенный изотопом до 5%. [c.315]

Активную зону в реакторах на тепловых нейтронах окружают хорошим отражателем. В реакторах на быстрых нейтронах в отражатель часто вводят большие количества не делящихся тепловыми нейтронами, но способных к воспроизводству изотопов или [c.580]

К теплоносителю предъявляются требования большой теплоемкости, слабого поглощения нейтронов, слабой химической активности. Не существует веществ, вполне удовлетворяющих всем этим требованиям. При не чрезмерно больших потоках тепла в реакторах на тепловых нейтронах в качестве теплоносителя стараются использовать вещества, удобные в обращении воду, водяной пар, воздух, азот, углекислый газ и т. д. [c.580]

Цикл паротурбинной установки (цикл Ренкина) с насыщенным паром реализуется в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Поэтому, создавая математическую модель цикла паротурбинной установки (цикла ПТ.У), необходимо иметь в виду параметры АЭС. Созданная при этом математическая модель циклов ПТУ может также называться моделью циклов АЭС. [c.266]

Как уже указывалось выше, реакторы на тепловых нейтронах используют только около 1 % добываемого из недр земли природного урана. Поэтому интенсивно ведутся работы по созданию реакторов на быстрых нейтронах, позволяющих использовать уран-238 и торий-232 с получением новых ядерных топлив — плутония-239 и урана-233, что повышает эффективность в 20—30 раз. [c.162]

На первом этапе развития атомной энергетики предполагается строить крупные АЭС с реакторами на тепловых нейтронах (преимущественно с водой под давлением и канальных кипящих). На этих АЭС, кроме того, будет нарабатываться плутоний для [c.162]

При мощности ЯЭУ 300—400 кВт эффективность реакторных и радиоизотопных систем примерно одинакова, и выбор зависит от требований к режимам работы и доступности изотопов. При мощности ниже 300, а еще надежнее — ниже 200 кВт преимущества переходят на сторону радиоизотопных ЭУ. При мощности 400— 2500 кВт мало приемлемы как обычные реакторы на тепловых нейтронах, так и радиоизотопные — это область реакторов на быстрых нейтронах [67]. [c.186]

В соответствии со структурой энергетического баланса, показанной в табл. 6-3, один из возможных вариантов мирового потребления энергетических ресурсов в рассматриваемый период может быть представлен, с точки зрения автора, цифрами табл. 6-4. Представляет интерес сопоставление, сугубо ориентировочное, предполагаемого расхода энергетических ресурсов по уровню 2020—2030 гг. (табл. 6-5) с данными об их запасах в мире, приведенными в табл. 2-2. Запасы ядерного горючего выше указанных в таблице, так как приведенные цифры даны применительно к реакторам на тепловых нейтронах, в то время как использование реакторов на быстрых нейтронах уменьшает расход ядерного горючего в 30—50 раз не учитывают запасы исходного горючего для термоядерных реакций. [c.121]

Некоторое количество плутония образуется и в реакторах на тепловых нейтронах. Однако в этих реакторах количество образующихся атомов плутония меньше, чем количество использующихся атомов 235 [c.41]

РЕАКТОРЫ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ [c.163]

Таблица 7.2. Сравнительные характеристики реакторов на тепловых нейтронах

Поскольку реакторы на тепловых нейтронах работают в диапазоне резонансных энергий 0,01 < <100 эВ, из рис. 7.11 следует, что, за исключением реакторов, загруженных которые будут обсуждены позже, расширенное воспроизводство ядерного топлива невозможно для этого режима работы и что если спектр энергии сместится таким образом, что максимальная энергия окажется примерно на уровне 1 МэВ, то процесс расширенного воспроизводства ядерного топлива становится реальной возможностью. Дополнительным преимуществом является то, что для больших [c.176]

Реакторы БН по своей конструкции отличаются от реакторов на тепловых нейтронах. В реакторах БН сечение деления нейтронов на два порядка меньше (табл. 7.3). [c.177]

Намечаемый ввод в ближайшие годы реактора на тепловых нейтронах в 1,5 млн. кВт и на быстрых нейтронах в 600 МВт выведут советские АЭС по единичной мощности энергоблоков на первое место в мире. [c.38]

Более сложная задача стоит перед турбостроителями по созданию паровых турбин для атомных электростанций мощностью Б 1000 МВт на низкие параметры пара и 1500 об/мин. Ускорение производства указанных турбин диктуется развитием атомных электростанций и рациональным использованием реакторов на тепловых нейтронах аналогичной электрической мощности. [c.40]

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]

Приведенный материал достаточно убедительно подтверждает перспективность развития нового направления в атомной энергетике — высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах ВГР и реакторов-размножителей на быстрых нейтронах БГР с шаровыми твэлами и микротвэлами. [c.106]

Здесь ), Еа и vI,f — коэффициент диффузии, сечение поглощения и произведение выхода нейтронов при делении на сечение деления 2/ — одногрупповые константы, полученные усреднением сечений по спектру нейтронов в активной зоне (см. 9.2). В реакторе на тепловых нейтронах основная часть делений горючего происходит при взаимодействии с ядрами тепловых нейтронов. В этом случае указанные одногрупповые константы являются фактически константами тепловых нейтронов. В табл. 9.7 приведены константы и параметры тепловых ней- [c.35]

Односкоростная модель, рассмотренная выше, предполагает, что распределение источников нейтронов пропорционалоио распределению плотности полного потока нейтронов. На самом деле при делении образуются нейтроны разных энергий, причем энергия нейтронов деления значительно превышает энергию тепловых нейтронов, которые в основном вызывают деление ядер. Односкоростная модель не учитывает диффузию нейтронов в процессе замедления. Это особенно существенно для реактора с отражателем, где пространственное распределение потока может сильно зависеть от энергии нейтронов. Заметнее всего это проявляется в реакторах на тепловых нейтронах. В ряде случаев отражатель может служить основным источником тепловых нейтронов, например когда по техническим условиям невозможно или нежелательно смешивать замедляющий материал, состояший из легких ядер, с горючим. Тогда отражатель изготовляют из замедляющих материалов и замедление нейтронов в основном происходит в отражателе. [c.40]

Если продукты деления образовались в реакторе с небольшой удельной мощностью (несколько киловатт на килограмм) и в результате сравнительно небольшой кампании (7< 180 дней), то горючее доступно для переработки уже через несколько месяцев. Например, после четырехмесячной выдержки удельная активность смеси продуктов деления уменьшается примерно в 30 раз, а у-эквивалент —в 50 раз [1]. С точки зрения защиты большой срок выдержки необходим еще и для того, чтобы максимально распались летучие продукты деления — изотопы радиоактивного иода (в основном 1 с 7 )/2 = 8,05 дня) и ксенона (в основном Хе с 7)/2 = 5,29 дня). Кроме того, такая выдержка необходима для распада изотопа Ва , дочерний продукт которого Еа имеют наиболее проникающие у-кванты (период полураспада Ва 71/2=12,8 дня). На рис. 13.4 показано изменение эффективного спектра у-излучения смеси продуктов деления в реакторе на тепловых нейтронах [1] в зависимости от 7 и 7 Видно, что наиболее проникающая компонента с эффективной энергией 1 = 2,25 Мэе дает минимальный вклад при выдержке /= 1004-150 дней. Дальнейшее возрастание вклада жесткой компоненты происходит главным образом вследст- [c.190]

Пример И. В примере 10 при расчете защиты детектора Рц от источника И6 необходимая толщина защиты оказалась равной 12=68 см бетона. В настоящем примере ставится задача определить мощность дозы в точке детектора Р 2 (помещение ПЮ), если источником И5 (помещение П9) является урановый блочок массой 1 кг, облученный в реакторе на тепловых нейтронах в течение Г=120 дней и после выдержки i=30 дней. Для упрощения расчетов удельную мощность реактора примем равной ш= квт кг (обычно она бывает больще). Расстояние от источника до детектора Ь=4 м. Цель данного примера — проиллюстрировать применение формул для расчета мощности дозы за защитой й по радиационным характеристикам (удельной активности, спектральному составу), рассчитанным только для Г = оо. При этом необходимо рассчитать уровни излучения а) выраженные в единицах мощности экспозиционной дозы Р [мр1ч], если удельная активность Q выражена в единицах кюри или грамм-эквивалентах радия М-, б) в единицах интенсивности I [Мэе/ см -сек)], если удельная активность выражена в единицах силы источника 5 [Мэе/(сек-кг)]. Для контроля результаты расчета в примерах а и б надо сравнить между собой, а также с результатами расчета с использованием непосредственных радиационных характеристик для 7 = 120 дней и = 30 дней. [c.339]

Галанин Д. Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах Учеб. пособие для вузов. М. Энергоатомиздат, 1984. [c.1140]

Будущее крупной энергетики связано с применением ядерного горючего. В СССР проведены проектные исследования характеристик блока АЭС с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором на тепловых нейтронах и одноконтурной гелиевой газотурбинной установкой закрытого цикла (ГТУЗЦ), действительной (внутренней) мощностью 1200 МВт. Конструктивные варианты ГТУЗЦ проектировались по циклу с однократным подводом теплоты, [c.136]

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]

Пока развитие АЭС происходит на основе энергетических реакторов на тепловых нейтронах, в СССР — главным образом корпусных водо-водяпых с водой под давлением, не допускающим ее кипения (ВВЭР), или с кипящей водой (ВВЭРК), канальных с графитовым или тяжеловодным замедлителехм. Обычно корпусные реакторы выполняются по двухконтурной схеме, а канальные — по одноконтурной. [c.162]

Поскольку же 90—98% энергии даже обогащенного урана в реакторах на тепловых нейтронах не используются, то под КИД АЭС, составляющим 30—38% , понимается КПД теплового цикла, истинный же КПД АЭС в этом случае снижается почти в 100 раз — до 0,30—0,35%. Отсюда видно, что относительный вклад КПД теплового цикла в действительный общий КПД АЭС очень мал п повышение первого до максимума в 40—42% не иаменит сколько-нибудь заметно общую низкую эффективность использовання ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах. [c.164]

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором воднографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт. [c.196]

В развитии ядерной энергетики, по-видимому, МО/КПО выделить два основных этапа 1) до конца текущего века — применение на АЭС реакторов на тепловых нейтронах, 2) в будущем веке — переход на промышленное использование других типов реакторов, в том числе высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР). На базе ВТГР могут быть созданы крупные системы энергоснабжения. [c.128]

Покрытые частицы представляют большой интерес как один из видов ядерного топлива. Применение покрытых частиц для высокотемпературных реакторов на тепловых нейтронах с газообразным теплоносителем рассматривается в последнем обзоре Годдела [13]. Разработка и создание таких реакторов потребовали проведения исследований по технологии нанесения покрытий на частицы. Разработанная технология позволила использовать покрытые частицы во всех высокотемпературных реакторах как в Америке, так и в Европе. Покрытые частицы можно использовать либо с графитовой матрицей, либо в виде плотно упакованной слоистой системы. Простейшей формой покрытой частицы является топливная частица с нанесенным на нее пиролитическим графитом. Пиролитический графит, обладающий высокой плотностью, служит конструкционным материалом5 способным не только замедлять. [c.450]

Для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем небольших размеров, где утечка является доминирующим фактором, возникновение пузырей в натрии приводит к получению dpldT<0. Но в энергетических реакторах, пригодных для промышленных целей, чаще возникает увеличение реактивности в результате ужесточения спектра нейтронов и dpjdT>0, что видно из кривой на рис. 7.11. Когда это было открыто, проектировщики реакторов были обескуражены. Это длилось до тех пор, пока не было установлено, что другой важный температурный эффект, открытый ранее для реакторов на тепловых нейтронах (эффект Доплера), играет большую роль и в реакторах на быстрых нейтронах. [c.179]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...