Баланс нейтронов в ядерном реакторе

Широкое развитие ядерной энергетики — основной путь преодоления энергетического кризиса. Предполагается, что к концу нашего века доля ядерного топлива в мировой структуре топливного баланса может составить около 20%, а к 2100 г. — до 60%. Развитие ядерной энергетики определяется прежде всего возможностью полного использования природных урановых месторождений пока что на атомных электростанциях, в реакторах на тепловых нейтронах потребляется большей частью уран-235, содержание которого в природных рудах не более 0,7%. Остальные 99,3% приходятся на долю неделящегося изотопа — урана-238, который непосредственно не может служить ядерным горючим. Однако уран-238 уже используется в урановых реакторах на быстрых нейтронах. где он превращается в новое искусственное ядерное горючее— плутоний-239. Наиболее эффективно сочетание реакторов на медленных нейтронах, использующих уран-235, с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах, использующими уран-238, в которых нарабатывается плутоний-239. В таких системах ядерное горючее отдает в 20—30 раз больше энергии, чем в обычных ядерных реакторах, и привлекаются к использованию большие запасы бедных урановых руд. [c.35]

Ядерные реакторы, потребляющие Я. г., могут иметь два назначения, часто совмещенных произ-во энергии (энергетические реакторы) и произ-во вторичного Я. г. (плутониевые и ториевые реакторы). В реакторах первого типа используется горючее сравнительно высокой концентрации — плутоний, уран 10—90%-ного обогащения по и з5. В реакторах второго типа используются природный уран, содержащий 99,3% и зз, или торий ТЬ зз (. добавкой и зб цди и зз. Задачей энергетич. реакторостроения является достижение как можно большей степени использования Я. г. Этому препятствуют, однако, следующие основные причины 1) Уменьшение концентрации горючего, приводящее к уменьшению избытка массы горючего сверх критической и прекращению ценной реакции. 2) Накопление продуктов деления горючего, поглощающих нейтроны и тем самым ухудшающих нейтронный баланс системы, что также ведет к прекращению цепной реакции. 3) Изменения инженерно-физич. свойств горючего вследствие нагрева и интенсивного облучения нейтронами, гамма- и бета-частицами, проявляющиеся, напр., в разрушении ТВЭЛ реакторов, заполненных Я. г. [c.539]

В тех случаях, когда в ядерном реакторе в качестве расщепляющегося материала берут соли тория, большое значение приобретает тяжелый изотоп азота, обладающий малым нейтронным сечением (а,5 = 0,00002 барна) и не нарушающий баланса нейтронов в реакторе. [c.67]

Реакторы на быстрых нейтронах обладают рядом особенностей, существенно отличающих их от реакторов, работающих на тепловых нейтронах. К таким особенностям относится прежде всего возможность расширенного воспроизводства горючего. Для осуществления этого процесса, как известно, необходимо, чтобы один нейтрон деления обязательно расходовался на поддержание цепной реакции и не менее одного нейтрона—на воспроизводство ядерного горючего. В этом случае количество вновь образовавшегося делящегося вещества будет больше количества разделившегося горючего. Для расширенного воспроизводства горючего особенно важное значение имеет баланс нейтронов в реакторе, т. е. распределение нейтронов, возникающих в процессе деления. Чем большая доля нейтронов будет бесполезно теряться в реакторе, тем менее возможен достаточно высокий коэффициент воспроизводства горючего. В реакторе, работающем на тепловых нейтронах, баланс последних особенно неблагоприятен для воспроизводства горючего. При большом количестве замедлителя много нейтронов в процессе замедления захватывается замедлителем, если даже в качестве замедляющих материалов используются вещества с малым сечением захвата нейтронов. Присутствие теплоносителя, обычно хорошо замедляющего нейтроны (например, вода), также приводит к потере некоторой доли нейтронов. [c.263]

Для описания указанных эффектов ограничимся пока одним параметром — температурным коэффициентом реактора. Если по некоторым причинам возрастет поток нейтронов, то пропорционально увеличится интенсивность делений и выделяемая мощность, а это, в свою очередь, внесет Возмущение в энергетический баланс системы, и произойдет изменение температуры реактора. Так как ядерные характеристики зависят от температуры, то изменение уровня потока обусловливает изменение реактивности, [c.424]

Доля атомной энергии в мировом энергетическом балансе растет, и, как показывают прогнозы [50], к 2000 г. она достигнет 27—40 %. Темпы роста удельного веса АЭС в общей выработке электроэнергии видны из данных табл. 1.22 [13, 14, 30]. В мире действуют 370 атомных реакторов 15 % всей электроэнергии в мире получается за счет ядерных источников ( Советская Россия , 26 апреля 1987 г.). В 1985 г. выработка электроэнергии на АЭС составила Франция — 65%, ФРГ — 31%, Япония — 24%, Великобритания—21%, США — 15 %, СССР —10,8% ( Правда , 30 апреля 1987 г.). К 2000 г. мощность АЭС в мире достигнет примерно 5,3-10 кВт с потреблением урана (10,6)-Ю т/год. Учитывая срок работы станций (25—30 лет) можно заключить, что уже в начале XXI в. дешевого природного урана будет недостаточно для обеспечения дальнейшего развития ядерной энергетики с использованием тепловых реакторов, и применение реакторов на быстрых нейтронах с производством плутония станет неизбежным. [c.22]

Оптимизация режимов облучения мишеней в реакторе требует анализа зависимости скоростей ядерных реакций от плотности потока и спектра нейтронов. Выбором подходящих мест облучения можно сдвинуть баланс ядер в сторону производящей реакции, получить препарат с требуемыми характеристиками к заданному времени. [c.513]

Замыкание топливного цикла при использовании реакторов на тепловых нейтронах не решает проблемы принципиального улучшения эффективности использования топлива даже в случае жидкосолевых ториевых бридеров и конверторов с внешним источником нейтронов — но причине неудовлетворительного баланса нейтронов при делении ядерного топлива в тепловом спектре нейтронов. [c.166]

Введение нептуния, америция, кюрия и продуктов деления в твердотопливные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах может усложнить конструкции этих реакторов, отрицательно сказаться на доказательстве их безопасности, потребует разработки новых видов топлива для них. Локализация ядерного горючего, продуктов деления и организация теплосъёма в активной зоне твердотопливных реакторов будет связана с необходимостью размещения дополнительных конструкционных материалов, что вызовет ухудшение баланса нейтронов. Ухудшение баланса нейтронов в твердотопливных реакторах связано также с паразитным захватом нейтронов продуктами деления, которые в течение всей кампании накапливаются в твэлах активной зоны реактора. Радиационные повреждения конструкционных материалов твэлов ограничивают глубину выгорания топлива в твердотопливных реакторах. Всё это потребует многократной переработки топлива с непрерывной перегрузкой его и, следовательно, вызовет увеличение потерь радиационно токсичных нуклидов. [c.172]

Реакторы классифицируются таклчс по эиерпш нейтронов, вызывающих деление реакторы на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах. В реакторах на быстрых нейтронах используются нейтроны, которые не теряют или теряют очень незначительную часть той высокой энергии, которой они обладают в момент образования при делении. При столкновении нейтрона с ядром, способным к делению, вероятность деления тем выше, чем ниже энергия нейтрона. Таким образом, в реакторе на тепловых нейтронах, в котором нейтроны до захвата замедляются до тепловых энергий, требуется меньшая загрузка делящегося материала. С уменьшением энергии нейтронов вероятность побочных ядерных реакций как для горючего, так и для других материалов увеличивается в большей степени, чем вероятность деления. Поэтому реакторы на быстрых нейтронах имеют лучший баланс нейтронов по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах, но более трудно поддаются управлению. Большинство построенных реакторов ра- ботает на тепловых нейтронах, но реакторы на быстрых нейтронах имеют большие перспективы как энергетиче-Гу ские реакторы-размножители. Реакторы на нейтронах, обладающих промежуточными энергиями (на эпи- термальных нейтронах), не имеют каких-либо преиму- 1Г") ществ. [c.17]

Повышение экономичности АЭС может вызвать переоценку в степени использования различных источников энергии в общем энергетическом балансе. Особенно перспективными являются высЬкоэкономичные реакторы-размножители на быстрых нейтронах, где эффективность использования применяемого сегодня ядерного топлива повышается в 20—30 раз. Во всяком случае не вызывает сомнения, что будущее за атомной энергетикой. Возможно, через 20—25 лет атомная энергетика значительно потеснит в топливном балансе нефть, как когда-то нефть потеснила каменный уголь. [c.8]

Осн. работы посвящены изучению радиоактивности. Проводил их совм. с И. Жолио-Кюри. С 1928 изучали систематически ядерные реакции и-частиц с легкими ядрами. Обнаружили бериллиевое излучение, которое, как показал Дж. Чэдвик (1932), было потоком нейтронов, Открыли (1934) явление т, н, искусственной радиоактивности. Важный цикл работ супругов Жолио-Кюри посвящен исследованию процесса образования у-квантами нар противоположно заряженных частиц — позитрона и электрона. Ф. Жолио-Кюри выполнил тщательный подсчет энергетического баланса этого процесса и экспериментально подтвердил теоретически предсказанные его особенности. Изучил также обратный процесс — аннигиляцию позитрона после его излучения радиоактивными ядрами при столкновении с электроном. После открытия деления урана провел ряд исследований и расчетов, важных Д./1Я осуществления цепной р-ции деления. Активно участвовал в создании во Франции ядерной энергетики, руководил строительством первого французского атомного реактора, пуш,ен-ного в 1948. [c.167]