Уран природный

Уран природный 3, 9, 12, 27, 32 Установка петлевая 33, 47, 54, 56. 57, 59, 60, 61, 65 [c.238]

На современном этапе развитие ядерной энергетики базируется на природном уране. Природный уран состоит из трех изотопов. Основной его изотоп — имеет период полураспада, соизмеримый с возрастом нашей планеты. Поэтому, где бы ни добывали природный уран, его изотопный состав всюду одинаков [c.81]

В атомных паротурбинных установках (атомных электрических станциях) рабочее тело — водяной пар — образуется за счет тепла, выделяющегося при расщеплении атомных ядер. Ядерным топливом являются уран-235 природный уран природный уран, обогащенный ураном-235 плутоний-239, получаемый из урана-238 уран-233, получаемый из тория-232. Природный уран состоит примерно из 99,3% урана-238 и 0,7% урана-235. [c.130]

В качестве ядерного горючего наиболее выгодно применять металлический уран. Урановые сердечники тепловыделяющих элементов выгодно отличаются от других видов ядерного горючего тем, что в них применяется металлический уран природного изотопного состава — наиболее дешевый и доступный делящийся материал, в то время как сердечники, изготовленные из двуокиси, монокарбида или других соединений урана, требуют применения урана, обогащенного [c.94]

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]

Природный уран, добываемый из земной коры, содержит только О, 712% U-235, делящегося при захвате тепловых нейтронов. Остальную массу составляет U-238, который обладает большим сечением захвата тепловых нейтронов, поэтому получить цепную реакцию с ними можно только при тщательном расчете системы топливо — замедлитель в реакторах очень больших размеров. Это приводит к необходимости обогащать природный уран добавлением в него U-235. [c.103]

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]

Ядерным топливом служит обычно природный уран, обогащаемый па 18—20% ураном-235, Слабо обогащенный уран (па [c.184]

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]

Природный уран, на 99,28% состоящий из урана-238, содержит лишь 0,714% урана-235, активно делящегося медленными (тепловыми) нейтронами и, следовательно, пригодного для использования в качестве ядерного горючего. Такое содержание урана-235 оказывается достаточным для работы атомных реакторов на медленных нейтронах, но необходимое при этом общее [c.161]

Извлечение природного урана осуществляется из урановых руд, подвергаемых обогащению и аффинажу. В случаях, когда полученный природный уран подлежит обогащению по содержанию урана-235, его превращают в шестифтористый уран ПРв (бесцветное твердое вещество, легко возгоняющееся без плавления при температуре -(-56,5° С и атмосферном давлении). [c.162]

Помимо урана-235 в ядерных реакторах и ядерном оружии используется плутоний, искусственно получаемый облучением стержней природного урана и по своим ядерно-физическим свойствам несколько превосходящий уран-235. [c.163]

Первый ядерный реактор, сооруженный в Советском Союзе (уран-графитовый), работал на природном уране без специального охлаждения. Диаметр его сферической активной зоны, в которой происходила цепная реакция деления атомных ядер, равнялся 6 м, толщина графитового слоя, отражавшего нейтроны, составляла около 0,8 м, средняя мощность тепловыделения равнялась нескольким десяткам ватт, а кратковременная мощность тепловыделения доводилась до 3—4 тыс. кет. В настоящее [c.167]

По оценке министерства энергетики США к 2000 г. на долю АЭС будет приходиться около 27 % общего производства электроэнергии в стране. При условии, если потребности в энергии в США будут расти такими же темпами, как в 70-е годы, суммарная установленная мощность АЭС к концу века может достигнуть примерно 690 ГВт. В активной зоне обычного реактора мощностью 1000 МВт содержится около 1 тыс. т урана, 3 % из которых составляет Из этого количества ежесуточно расходуется 3 кг Это означает, что из-за низкой концентрации в природном уране ежесуточно для снабжения реактора топливом должно перерабатываться 430 кг уранового концентрата, т. е. для каждого реактора мощностью 1000 МВт должно добываться в сутки 2150 т урановой руды. [c.38]

Для легководных реакторов, применяемых в США, необходимо топливо с обогащением до 3 % по по сравнению с 0,71 % его содержания в природном уране. Химические реакции слишком малочувствительны к атомной массе реагируемых элементов. Поэтому они не могут быть использованы в процессе обогащения изотопом [c.191]

В настоящее время действующие в мире АЭС оснащены тепловыми реакторами с использованием в качестве топлива обогащенного урана. Эти реакторы характеризуются низкой степенью использования ядерного топлива — не более 1—2% потенциально заключенной в урановом топливе энергии. Для получения атомной энергии на атомных электростанциях, оснащенных такими реакторами, используется лишь содержащийся в природном уране в количестве примерно 0,7%. Остальные 99,3% природного урана представлены изотопами и которые в этих реакторах не используются. [c.317]

Рис. 2. Различные уровни совокупной потребности в природном уране при варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего (а), разведанные запасы и ресурсы (б).

Важно отметить, что распространение описанной выше модели на период до 2060 г. показало, что в варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего совокупная потребность в природном уране почти вдвое превысит к указанному году все разведанные и предполагаемые ресурсы урана, в то время как при осуществлении твердой стратегической линии на использование реакторов БН общая потребность в природном уране ограничивается уровнем 15 млн. т. Такая экономия уранового сырья никогда не сможет быть достигнута на пути развития тепловых реакторов с однократным топливным циклом, несмотря ни на какие усовершенствования. По сути дела именно долгосрочная перспектива строительства реакторов БН оправдывает их ускоренный ввод, и программа их развития не должна формироваться под влиянием кратко- или среднесрочной перспективы. [c.99]

Природным называют уран, химически выделяемый из урановой руды, которая сама содержит чуть более 20% урана. [c.63]

Теперь давайте вернемся к выводу, приведенному ранее без каких-либо обоснований,— о том, что в природном уране свободные нейтроны вероятнее всего должны поглощаться (без последующего ядерного расщепления) ядрами урана-238. Дело все в том, что для нейтронов с энергиями порядка 1000 эВ и выше ядер-ное сечение их поглощения ядрами урана-238 почти сравнимо с ядерным сечением расщепления ядер урана-235, вызываемого этими же нейтронами. А поскольку [c.75]

Ради простоты мы здесь пренебрегаем небольшим количеством расщеплений ядер урана-238 и поглощений (без расщепления) ядрами урана-235, все же происходящих в природном уране при взаимодействии этих ядер с нейтронами подобных энергий. Кроме того, мы совсем не учитываем небольшого (менее 0,01%) количества урана-234, тоже имеющегося в природном уране. [c.76]

Гигантские ядерные реакторы, применявшиеся в первых атомных электростанциях, были прямыми потомками реактора Ферми в них использовались тот же тип ядерного топлива (природный уран) и тот же замедлитель (графит). Однако в отличие от атомного котла назначение этих реакторов было вполне мирным в качестве атомных печей они заменили в тепловых электростанциях обычные печи, работающие на угле или нефти. На рис. 24 схематически (в разрезе) представлен один из таких реакторов, в котором тепло от тепловыделяющих элементов — урановых стержней диаметром около 25 мм —отводится с помощью циркулирующего газа. Нагретый в реакторе до высоких температур газ поступает в теплообменники, где отдает свою тепловую энергию, а затем вновь возвращается в реактор. В качестве теплоносителя используется сжатый углекислый газ, поскольку он вполне безопасен, дешев, не слишком поглощает нейтроны и эффективен как теплоноситель. Чтобы предохранить неядерные части реакторной установки от радиоактивного заражения и исключить возможное химическое воздействие на урановое топливо со стороны горячего газа, тепловыделяющий элемент заключался в прочную оболочку, имеющую ребристую поверхность для более эффективной передачи тепла углекислому газу . [c.80]

После того как в качестве ядерного топлива стали использовать природный уран, слегка обогащенный ура-иом-235, резко возросла эффективность графито-газо-вых реакторов. При одинаковых размерах с реактором, работающим на природном уране (вернее, при одинаковых размерах активной зоны реактора, заключающей в себе ядерное топливо, замедлитель и теплоноситель), реактор на обогащенном уране может давать в два раза больше электроэнергии за счет достижения более высокой рабочей температуры (свыше 600° С). Такая высокая температура потребовала привлечения новых материалов для оболочек тепловыделяющих элементов, [c.80]

Рис. 24. Схематическое изображение графито-газового реактора, работающего на природном уране 1 — урановое топливо 2 — регулирующий стержень 3 — графитовый замедлитель 4 — вход газообразного теплоносителя). В первых реакторах такого типа, вырабатывающих 250—300 МВт электроэнергии, активная зона представляла собой графитовый цилиндр диаметром около 15 м и высотой 7,5 м. В них насчитывалось от 4000 до 5000 топливных каналов, содержащих 350 т уранового топлива

На рис. 30 схематически изображен один из быстрых реакторов. В первых из них в качестве ядерного топлива применялся природный уран, сильно обогащенный ураном-235. Однако для этих же целей можно с успехом использовать плутоний, который образуется из урана-238 по схеме, напоминающей одну из цепей бета-распада, описанных ранее (см. стр. 56). Правда, в данном случае мы имеем дело с трансурановым элементом, атомное число которого (см. сноску 7 на стр. 23) превышает атомное число урана (92) и как все подобные элементы практически не встречается в природе. Более подробным обсуждением свойств трансурановых элементов мы займемся в девятой главе, здесь же рассмотрим лишь два из них — [c.86]

В стоимости применяемого в ядерной энергетике топлива основную часть составляет стоимость добычи, переработки урановых руд и получения урановых концентратов, из которых производятся ядерно-чистый металлический уран природного изотопного состава или его соединения. Принято стоимость производства природного урана относить к 1 кг его закиси-окиси UaOs в концентрате. [c.189]

Масса атома. Важненпзим внутренним природным фактором является масса атома, сосредоточенная главным образом в ядре в совокупности его протонов и нейтронов. Положительный заряд ядра определяется числом протонов, которые в свою очередь, определяют число электронов. Различное число нейтронов в атоме обусловливает изотопный состав. Физические свойства изотопов одного п того же металла зависят от числа нейтронов, что особенно заметно у легких атомов. Различие сохраняется и при наличии в атоме большого числа протонов н нейтронов (например, уран с атомной массой 238 и 235). На некотором различии физических свойств газообразного гексафторида урана основано обогащение последним. Структура ядра определяет радиоактивность металла. [c.193]

Так, если следовать морфологическому методу прогнозирования, мы должны будем рассмотреть более 4 тыс. реакторов 1) по типу деления ядер (3) — тепловыми нейтронами (до 1 эВ), промежуточными (1—10" эВ), быстрыми (выше 10 эВ) 2) по типу горючего (5) — природный уран (0,7% U-235), слабообогащен-ный уран (до 5% U-235), высокообогащенный уран (до 90% U-235), Pu-23d, U-233 3) по типу теплоносителя (4) — вода (HgO, DaO), жидкая органика (дифенил, терфенил), жидкие металлы (Na, NaK, Bi, Pb), газы (воздух, СОз, Не, H ) 4) по типу замедлителя (3) — вода (НзО, DaO), жидкая органика, твердые вещества (графит, ВеО, ZrH) 5) по типу регулирования (4) — механические стержни, выгорающие поглотители, газовое регулирование, движение замедлителя 6) по типу горючего (6) — металлическое, дисперсное, керамическое, жидкометаллическое, водные растворы, газообразное. [c.147]

Наличие нейтронов позволяет двум атомам иметь различную массу при одинаковых электрических зарядах ядра. Химические свойства этих двух атомов будут одинаковыми такие атомы называются изотопами. Все элементы имеют изотопы, причем большинство из них нестабильно, а это означает, что они изменяют свои электрические заряды в процессе радиоактивных распадов. Многие элементы имеют по крайней мере два стабильных изотопа, например Не и Не. Олово имеет 10 стабильных изотопов. Некоторые элементы имеют только один стабильный изотоп подобно золоту Аи. Два элемента, технеций и прометий, вообще не имеют стабильных изотопов—они обнаружены в природе. Природный уран представляет собой смесь трех изотопов 234U (0,006 /о), (0,711 о/ ) и 238U [c.160]

Но есть также и недостатки. Прежде всего водород в воде имеет довольно большое сечение захвата нейтронов по сравнению с другими замедлителями. Так как захват нейтронов в D2O значительно меньше, чем в Н2О, то при использовании в качестве замедлителя тяжелой воды топливом может служить природный уран. При использовании обычной воды в качестве теплоносителя реактор может работать только на обогащенном уране. Другим недостатком является то, что саморегулируюш,ий температурный коэффициент реактивности ограничивает температуру воды (теплоносителя) до относительно низких значений по сравнению с ТЭС, использующими органические топлива. Это означает, что общий КПД АЭС ниже, чем ТЭС, и составляет около 31 %. [c.171]

Неудачным типом реактора является высокотемпературный газовый реактор, который будет рассмотрен ниже. Характеристики реакторов PWR и BWP очень похожи, но сильно отличаются от характеристик канадского реактора ANDU. Наибольшее различие состоит в том, что в реакторе ANDU используется природный уран, а не обогащенный. Вследствие этого на реакторах ANDU в качестве замедлителя и теплоносителя используется тяжелая вода. Во всех трех типах этих реакторов используется окисное топливо в виде таблеток. [c.171]

Теплоноситель Параметры теплоносителя, МПа (°С ) Параметры пара, МПа (X ) Удельная мощность активной зоиы, МВт/м Топливо Обычная вода 15,5 (320) 7,88 (285) 35 иО, (1,2-4) Обычная вода 6.65 (280) 6.65 (280) 22 UO2 (1.1) Тяжелая вода 10,00 (310) 3,93 (250) 15 UOj (природный уран) -10 000 [c.171]

В отличие от тепловых энергетических зютановок, где практически минеральное топливо сгорает почти полностью, в современных ядерных реакторах используется сравнительно небольшая часть энергии, заключенной в атомах урана. Дело в том, что природный уран состоит из двух составных частей (изотопов) — урана-235 и урана-238. При этом доля урана-238 равна 99,3%, а урана-235 — только 0,7 %. На первом этапе было освоено использование только атомов урана-235, которые раопадаются на два осколка под действием медленных (тепловых) нейтронов, т. е. нейтронов с относительно малой энергией. В данном время практически все атомные электростанции строятся с реакторагти, где происходит расщепление атомов урана-235. Чтобы увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки атомного горючего, урановая руда предварительно обогащается. В результате содержание урана-235 увеличивается с 0,7 до 3—5%, при этом начальный запас горючего и длительность работы реактора значительно увеличиваются. Хотя в принципе можно работать и не на обогащенном топливе, как это практикуется на АЭС в Англии и Канаде. [c.160]

В 1976 г. установленная мощность АЭС Канады оценивалась в 2500 МВт, и в процессе строительства находилось несколько АЭС общей мощностью 6 тыс. МВт. По масштабам развития атомной энергетики Канада занимает шестое место в мире. Основные атомные центры страны находятся в Чалж-Ривер (провинция Онтарио), где работают 800 человек, и Уайтшелл (провинция Манитоба). Ведутся работы по разработке реактора на природном уране мощностью 1250 МВт. [c.278]

Кривая 3 представляет собой фактический уровень добычи и производства на обогатительных предприятиях, необходимый к определенному периоду времени. Он отражает в основном совокупную потребность реакторов в природном уране, как указано выше, скорректированную с целью учета двухгодичного срока, необходимого для осуществления обогащения урана и производства твэлов. [c.99]

Уран — самый плотный из всех природных элементов, его плотность в 2 раза больше плотности свинца и в 19 раз больше плотности воды. Учитывая это, можно сразу же предположить, что нейтрон, ворвавшийся в кусок вещества с такой плотностью, не может не столкнуться с одним из бесчисленных миллионов ядер этого куска. Однако, как мы уже видели, атомы, слагающие любое вещество (от самого легкого до самого тяжелого), в основном состоят из пустого пространства в центре каждого атома находится компактное ядро, а электроны вращаются вокруг ядра на сравнительно больших расстояниях. Сильные электрические поля, естественно, ничего не значат для нейтрона, у которого нет никакого электрического заряда и на который, следовательно, эти поля не оказывают никакого воздействия. В результате нейтрон может пролететь в куске урана значительное расстояние, прежде чем произойдет столкновение. Среднее расстояние, которое нейтрон обычно пролетает до того, как он захватится ядром (что и вызывает деление), называется средней длиной свободного пробега [c.61]

Тепловые реакторы работают на природном уране, который, как мы помним, почти целиком (более 997о) состоит из урана-238. Последний не расщепляется, а лишь поглощает нейтроны высоких энергий и тем самым исключает распространение в нем цепной реакции. Так как же работает данный реактор Оказывается, все дело в уменьшении скорости нейтронов — при помощи подходящего вещества можно замедлить нейтроны до такой степени, что вероятность их поглощения ядром урана-238 становится равной вероятности расщепления ими ядра урана-235. Однако прежде чем перейти к более подробному рассмотрению процесса замедления, отметим, что вероятность взаимодействия нейтрона (или какой-нибудь другой элементарной частицы) с [c.72]

В качестве замедлителя в современных реакторах широко используются чистый углерод (в виде графита) и тяжелая вода (см. сноску 42 на стр. 69), отвечающие всем требованиям, перечисленным выше. Более эффективным из этих замедлителей является тяжелая вода, поскольку ее атомы легче атома углерода. С другой стороны, производство тяжелой воды весьма дорого-стояший процесс, и поэтому гораздо экономичнее в качестве замедлителя применять графит. Другими возможными кандидатами в замедлители являются обычная вода, металлический бериллий, окись бериллия и некоторые органические кислоты. Все они в той или иной степени удовлетворяют второму и третьему требованиям, но меньше отвечают первому эти кандидаты настолько сильно поглощают нейтроны, что их нельзя применять в реакторах, работающих на природном уране. Однако, если в природном уране слегка увеличить содержание урана-235 (так называемый процесс обогащения), то и эти вещества могут быть использованы в качестве замедлителя. Правда, процесс увеличения содержания урана-235 даже на 0,07% требует большого расхода средств, дорогостоящего оборудования и огромного потребления электроэнергии. [c.78]

И, В частности, для этих целей стала применяться нержавеющая сталь — испытанный и верный материал с хорошо известными свойствами. Сталь нельзя было использовать в реакторах, работающих исключительно на природном уране, поскольку она значительно поглощает нейтроны, однако в реакторах на обогащенном уране поглощение нейтронов нержавеющей сталью можно компенсировать степенью обогащения ядерного топлива. На рис. 25 показана схема одного такого реактора, размещенного в бетонном баке, который не только служит контейнером для газа-теплоносителя, находящегося под высоким давлением, но и является биологической защи- [c.81]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...