Уран-графитовый ядерный реактор

Рис. 126. Фотография, снятая во время монтажа ядерного реактора Чикагского университета. Этот реактор состоит из чередующихся слоев графита, содержащих уран, и мертвых графитовых блоков. Мертвый слой графита почти уложен в иижнем слое видны урановые стержни.

Поведение радионуклидов при плазменной переработке нитрата регенерированного урана па оксиды урана и раствор азотной кислоты исследовано экспериментально. Работа выполнялась на высокочастотной плазменной установке, аппаратурная схема которой показана на рис. 4.28. В качестве сырья была использована смесь продуктов различных радиохимических заводов, перерабатывающих облученное ядерное топливо уран-графитовых и легководных энергетических реакторов. Среднее содержание определяемых радионуклидов в исходной смеси приведено в табл. 4.21. [c.228]

Значительные преимущества перед графитовыми имеют в некоторых отношениях ядерные реакторы, использующие для замедления нейтронов тяжелую воду (ВгО замедляет нейтроны лучше графита, а поглощает их меньше). Они могут содержать уран не только в форме металлических стержней, но и в виде раствора его солей. При достаточном обогащении урана изотопом реактор способен работать и на обычной воде. [c.459]

Прометий находит применение для изучения радиолиза кристаллической гликолевой кислоты и изомеризации циклопропана [257] и для осуществления некоторых химических реакций 365]. Источник Рт /А1 применяется для определения содержания серы и кобальта в углеводородах, определения железа в смазочных маслах и свинца, цинка и железа в рудах и концентратах [319]. Граммовые количества Рт используются для радиографического исследования гомогенности уран-графитовых стержней, используемых в ядерных реакторах [241]. [c.118]

Графитовые материалы имеют высокий предел прочности при сжатии (500—400 кГ см -) низкое удельное электросопротивление (5-10-" —6-10 ом/см) высокую теплопроводность (80— 180 ккал/м - ч- град)-, низкий коэффициент термического линейного расширения (2-10 — 3-10 ). Графит обладает высокой термической стабильностью при температурах около 3000°С в восстановительных и нейтральных газовых средах, химической стойкостью в кислых и щелочных средах, очень низкой реакционной способностью в окислительной среде. Эти свойства графита используют в химических процессах, в газовых турбинах и в реактивной технике [245]. Кроме того, исключительно чистый графит обладает свойством замедлять движение быстрых нейтронов. Это качество графита используют в атомных реакторах для обеспечения протекания самоподдерживающейся цепной реакции, когда в качестве ядерного горючего используется уран IJ235 или плутоний [178, 293]. [c.68]

Все большие масштабы принимает применение ядерной энергии в мирных целях. В СССР построена первая атомная электростанция, которая дает электрический ток в общую сеть района. постройки. Реактор атомной электростанции представляет собой уран-графитовую систему с водой в качестве теплоно- сителя. Вода находится под давлением. Описание устройства отдельных деталей и узлов имеется в общедоступной литературе. [c.545]

Значительные преимущества перед графитовыми имеют в некоторых отношениях ядерные реакторы, использующие для замедления нейтронов тяжелую воду. Так как DjO замедляет нейтроны лучше графита, а поглощает их меньше, достаточно высокое значение k достигается при гораздо меньшем объеме реактора. Последний может содержать уран не только в форме металлических стержней, но и в виде раствора его солей. При достаточном обогащении урана изотопом реактор способен работать и на обычной воде. [c.584]

Для получения электроэнергии в настоящее время используют множество различных типов ядерных реакторов, причем многие проекты находятся в стадии разработки, и в будущем эта область энергетики, несомненно, получит еще большее развитие [5,7]. Примеры некоторых важных типов реакторов первого поколения приведены в табл. 27. В Англии нашли наибольшее применение реакторы на природном уране с графитовым замедлителем и газовым (СОг) охлаждением, в то время как в Канаде используются преимущественно реакторы на природном уране и тяжелой воде. В США и СССР ряд атомных электростанций работает на обогащенном уране. Для охлаждения используют воду под давлением (реакторы PWR) или процесс кипения воды, служащей замедлителем. Пар, полученный таким образом, используют для вращения турбин (реакторы BWR). Для получения электроэнергии разработан также ряд опытных образцов реакторов других типов. К ним относятся реакторы на обогащенном уране, охлаждаемые расплавленным натрием, с графитовым замедлителем (SGR), реакторы с органическим замедлителем и теплоносителем (также на обогащенном уране) (OMR) и реакторы на быстрых нейтронах, о которых уже упоминалось в связи с проблемой воспроизводства ядерного горючего. [c.482]

Исследование эпоксидно-полиэфирных компаундов на основе смол ЭД-20 и ТГМ-3 или ЭД-16 и МГФ-9, отверждаемых полиэтиленполиамином или метилтетрагидрофталевым ангидридом, на устойчивость к воздействию смешанного излучения мощных ускорителей протонов (синхроциклотрона ОИЯИ и синхрофазотронов ИТЭФ и ИФВЭ) и уран-графитового ядерного реактора позволило получить ряд зависимостей физико-механических свойств материалов от условий облучения [17]. Температура при облучении компаундов на ускорителях составляла 20—30°С, относительная влажность — 60%. Образцы, облученные в течение 300—800 суток, находились в контейнерах из алюминия или органического стекла на вакуумной камере вблизи мишени. В генерируемом при работе ускорителей излучении в месте установки образцов преобладали быстрые и сверхбыстрые нейтроны с энергией более 0,32 пДж. [c.99]

В России промышленное производство Mo и генераторов технеция-99т на его основе было организовано в начале 70-х годов на заводе Медра-диопрепарат (Москва). В настоящее время способ получения Mo по реакции 235u(n,f) реализуется на ядерных реакторах Физико-энергетического института (уран-графитовый реактор АМ) и филиала Физико-химического [c.521]

Если регенерированные торий и уран возвращаются на повторные циклы облучения в реакторе, то активности и достигают значительно более высоких уровней, чем при однократном облучении свежих порций тория. Если отработанное ядерное топливо очищается путем таких водных процессов, как торекс-про-цесс [1,2], то протактиний отделяется от урана и тория, поступающих на повторные циклы, а накопление Ра во время облучения идет, согласно уравнению (7. 19), от начальной нулевой концентрации. После нескольких циклов облучения концентрации и в оборотном материале достигают равновесного состояния причем величины этих концентраций зависят от времени облуче ния. Вывод уравнений для концентраций и ТЬ при стандарт ных повторных циклах облучения топлива подобен выводу урав нений (7. 21) и (7. 25), но с учетом концентраций и ТЬ в мате риалах, поступающих на повторный цикл. Рассмотрим это на при мере натрий-графитового ториевого реактора, работающего со стан дартными повторными циклами облучения урана и тория. Пред- [c.269]

Ве многих случаях используют не гомогенные смеси делящихся материалов с замедлителем, а неоднородные среды из дискретных блоков замедлителя и ядерного топлива. Б реакторах, работающих на естественном уране, металлические стержни, образующие правильную решетку, размещаются в замедлителе — графите или тяжелой воде. Необходимость использования конструкций такого рода диктуется следующими соображениями. Значительная часть потерь нейтронов обусловлена существованием у нескольких максимумов поглощения в области между 6 и 200 эв. В гомогенной смеси урана и замедлителя весьма велика вероятность того, что нейтрон в процессе замедления будет поглощен 11 за счет реакции пу) в резонансной области. При использовании урановых блоков энергия большей части нейтронов понизится в замедлителе до значений нише резонансной, до того как произойдет столкновение с ядром урана. Оптимальная величина шага решетки равна примерно значению Ьз для замедлителя. Без применения такого рода блочных систем значение Л , для реакторов на обычном уране с графитовым замедлителем было бы несколько меньше единицы. Даже при использовании гетерогенных устройств значение в этом случае не может превышать т), равное 1,3. Для уран-гра-фитовых реакторов (с обычным ураном) као составляет около 1,07, и в соответствии с уравнением (3) критический радиус такого реактора должен равняться примерно p = зх-18,7-(0,07)- 2 = 220 см. Если реактор имеет кубическую форму, длина ребра составит приблизительно ]/Зi кp или около 4 л. [c.470]

Ядерные реакторы. В одном акте деления испускаются примерно два или три нейтрона и если нри этом в среднем один из них захватывается другим ядром U235 то возможна цепная реакция с непрерывным излучением энергии. Нейтроны могут теряться нри захвате ураном и другими веществами без последующего деления они могут также ускользнуть из реактора, избежав захвата. Так как эффективнре сечение деления велико для медленных нейтронов, то движение их замедляется с помощью графитового замедлителя или замедлителя с тяжелой водой. Вследствие потери нейтронов с поверхности реактора цепная реакция поддерживается только в том случае, если масса урана превышает некоторое значение, называемое критической массой. Критическая масса зависит от вещества, используемого для деления, от [c.737]

Плутоний в количествах, достаточных для его использования в качестве топлива, может быть получен только на второй стадии развития ядерной энергетики из реакторов, работающих на природном или слабообогащенном уране. Рассмотрим к примеру большой реактор с графитовым замедлителем, имеющий коэффициент конверсии около 0,8 и производительность по плутонию около 1 г на каждые 28 Мвт-ч (см. раздел 1.3. 1). Другими словами, на каждый мегаватт тепловой мощности в конвертер пом реакторе на природном уране будет образовываться около 0.3 кг плутония. Такой реактор построен в Виндскейле (Великобритания). [c.28]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология