Реактор ядерный с использованием быстрых нейтронов

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]

В ядерных реакторах возникающие при делении нейтроны быстро замедляются до тепловых энергий. Дпя большинства действующих ядерных реакторов плотность потока нейтронов в активной зоне обычно равна 10 . .. Ю с см . В подкритических сборках (например, ПС-1) при использовании радионуклидного источника с потоком нейтронов 10 с" достигаются потоки медленных нейтронов 10 с см . [c.78]

Обычно образцы облучают мощными потоками нейтронов, которые получают в атомных реакторах. Чаще всего используют медленные нейтроны, которые более эффективно захватываются ядрами облучаемых атомов и вызывают соответствующие ядерные к процессы. В некоторых случаях, однако (для таких элементов, как бор, азот, кислород, фтор кремний, фосфор и др.), большая степень превращения в радиоактивные изотопы достигается и при использовании быстрых нейтронов. [c.195]

При облучении тепловыми нейтронами в ядерном реакторе основной реакцией является радиационный захват нейтрона Х(п,7) + Х. Продукт реакции имеет избыток нейтронов и обычно является / -эмиттером. По -активности или по сопутствующему гамма-излучению может быть определено исходное количество стабильных ядер интересующего нуклида, а если его содержание в смеси изотопов известно, то и общее содержание элемента. Необходимо учитывать и другие реакции (п,р), (п,о ) и (n,f). Первые две реакции, как правило, протекают на нейтронах с повышенной энергией, но для некоторых лёгких ядер проходят и на тепловых нейтронах. Последняя реакция деления на тепловых нейтронах может быть использована для определения делящихся изотопов урана и плутония в природных объектах, а при использовании быстрых нейтронов — для анализа других нуклидов актинидов. [c.110]

Ри) ядерный реактор может работать на быстрых нейтронах. С одной стороны, это позволяет исключить замедлители (графит и др.), с другой — добиться не только воспроизводства, но даже размножения горючего . Последнее достигается в таких ( бридерных ) реакторах размещением или вокруг активной зоны. Постепенный переход ядерной энергетики на использование быстрых нейтронов весьма вероятен. [c.585]

Из сопоставления величин радиационно-химического выхода водорода, полученных в ряде работ при использовании излучений с различными значениями линейной передачи энергии (ЛПЭ) >и различными мощностями дозы (табл. 25) видно, что природа излучения, иными словами, величина ЛПЭ, по существу не влияет на величину О (Нг) из циклогексана. Напомним, что сходная картина наблюдается при радиолизе н-пента-на, когда при действии излучений с разной ЛПЭ были найдены практически одинаковые отношения радиационно-химических выходов продуктов радиолиза (табл. 26). В отличие от этого, при радиолизе бензола под влиянием легкого ионизирующего излучения и излучения ядерного реактора, состоящего из быстрых нейтронов и у-лучей 1[36, 37], величины радиационно-химических выходов (/(Нг) различны (см. также рис. 83). [c.181]

Ядерные характеристики плутония делают особенно желательным использование его в качестве горючего для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах 233 — единственное горючее, которое можно использовать в реакторах-размножителях на тепловых нейтронах. [c.23]

Работа плутониевых реакторов на тепловых нейтронах с воспроизводством невозможна, так как у плутония при температуре 400° С, характерной для энергетических реакторов, очень невыгодны соотношения сечений захвата и деления. Плутоний может быть успешно использован в реакторах, работающих на быстрых нейтронах, так как соотношения сечений захвата и деления плутония на быстрых нейтронах создают возможность воспроизводства ядерного горючего. [c.10]

Наиболее реальная альтернатива нефти и природному газу — это широкое использование атомной энергии для производства электроэнергии, теплофикации и технологических целей. В СССР развитие атомной энергетики должно идти по пути сочетания реакторов на медленных нейтронах, потребляющих уран-235 или плутоний, с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах, использующими уран-238, в которых нарабатывается новое ядерное горючее — плутоний-239. В таких системах ядерное горючее отдает в 20—30 раз больше энергии, чем в обычных атомных реакторах на уране-235, запасы которого ограничены. [c.195]

Реакторы на быстрых нейтронах обладают рядом преимуществ, но также и некоторыми недостатками по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. При использовании быстрых нейтронов малая продолжительность жизни последних затрудняет регулирование реактора и повышает опасность эксплуатации. Малые значения сечений реакции деления на быстрых нейтронах вызывают необходимость использования в активной зоне высоких концентраций ядерного топлива, что повышает плотность тепловыделения и осложняет проблемы теплообмена. С другой стороны, выбор конструкционных материалов и компонентов сплавов расщепляющегося вещества с другими металлами для реакторов на быстрых нейтронах значительно шире вследствие того, что большинство элементов имеет довольно малые сечения захвата нейтронов в интересующем интервале энергии. Накопление ядовитых продуктов деления в этом случае также не имеет столь серьезного значения, как для реакторов на тепловых нейтронах. [c.481]

Овладение процессом деления ядер привело к созданию В 50-Х годах XX в. ядерной энергетики. Новым этапом в ее развитии явилось использование реакторов на быстрых нейтронах. В реакторы на быстрых нейтронах загружают природный уран (может быть [c.73]

В 1954 г. в СССР была пущена первая в мире атомная электростанция на ядерном горючем. В настоящее время построены и строятся мощные ядерные электростанции. В 1958 г. введен в действие ядер-ный реактор на быстрых нейтронах. В 1959 г. началась эксплуатация атомного ледокола Ленин . Использование ядерных реакторов в качестве мощных паросиловых установок в Советском Союзе расширяется с каждым годом. [c.76]

За исключением Канады, где ядерная энергетическая программа базируется иа топливном цикле с использованием природного урана, увеличение ядерных мощностей во всех других странах практически полностью основано на легко-водных реакторах, использующих обогащенный уран. До 2000 г. ролью реакторов на быстрых нейтронах можно практически пренебречь. [c.6]

С помощью методических приемов при использовании приведенной схемы измерений удалось проводить измерения резонансных частот с погрешностью до 0,03% при температуре от -240 до +2500°С и потоках реакторных излучений до 101 нейтрон/(см- с), характерных для активной зоны нормально эксплуатируемого ядерного реактора на быстрых нейтронах. В ряде случаев акустические свойства определяли при температурах, достигавших 0,98 температуры плавления (в абсолютной шкале температур). [c.155]

В г. Шевченко строится первый в мире опреснитель производительностью 120 тыс. м сутки с использованием тепла ядерного реактора на быстрых нейтронах. Одновременно с опреснением воды атомная электростанция мощностью 150 тыс. кет будет ежегодно вырабатывать 5 млрд квт-ч электроэнергии (рис. 81). [c.281]

Следует отметить, что техническое значение радиационного охрупчивания для расчета энергетических реакторов небольшое. Изменения свойств, обнаруженные при контроле, в основном незначительные, потому что интегральные дозы нейтронов для сосудов давления были небольшими. Вероятно, влиянием дозы нейтронов порядка нейтр./см (быстрые нейтроны) или менее можно пренебречь. Обеспечение необходимой защиты стенки сосуда давления в активной зоне реактора, устранение местных концентраций напряжения в зонах воздействия большого потока нейтронов, контроль материала, поврежденного радиацией, обеспечение надлежащего дозиметрического контроля, использование материала с высокой исходной вязкостью разрушения сделают маловероятным радиационное охрупчивание сосудов давления ядерных энергетических реакторов. [c.421]

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]

Значение лития в ядерной технике долгое время определялось его использованием в производстве водородной бомбы. Сейчас выявились также значительные возможности его применения в производстве атомной энергии для мирных целей в реакторах на быстрых нейтронах. [c.170]

В реакторостроении бор-10 используется в основном как составная часть стержней, регулирующих скорость ядерных процессов в реакторе. В связи с этим можно отметить, что особенности его взаимодействия с нейтронами ставят бор-10 практически вне конкуренции среди других элементов с большим сечением захвата нейтронов при рассмотрении возможности их использования в регулирующих стержнях реакторов на быстрых нейтронах, перспектива развития которых связана с возможностью расширенного воспроизводства на них плутония [2, 32. [c.194]

Перспективным путём решения этой проблемы, как известно, является использование реакторов на быстрых нейтронах, обеспечивающих воспроизводство ядерного горючего [72]. Развитие бридеров направлено на достижение возможно более полного использования топливных ресурсов атомной энергетики с целью расширения как её топливной базы, так и стабилизации стоимости отпускаемой ею полезной энергии. Очевидно, что суммарная мощность бридерных установок и их характеристики расширенного воспроизводства вторичного ядерного горючего должны быть достаточны для обеспечения работы и ввода новых мощностей бридеров, а также для развития реакторов на тепловых нейтронах. Основными направлениями решения этих задач является создание бридерных установок с высокими воспроизводящими характеристиками в отношении ядерного горючего, а также снижения удельного потребления ядерного горючего в реакторах на тепловых нейтронах. Разработка бридеров должна быть направлена как на достижение малых времён удвоения ядерного горючего, характеризующих предельный темп развития мощностей бридерных установок без внешней подпитки их ядерным горючим, так и на достижение высоких значений коэффициента воспроизводства. [c.205]

Радиохимическая переработка отработавшего ядерного топлива и переработка радиоактивных отходов стоит также достаточно дорого — 25,5 % общих затрат. К этой величине следует, но-видимому, прибавить затраты на хранения отработавшего ядерного топлива, которые, включая транспорт, составляют 3,6%. На этой стадии плазменные и частотные процессы также могут находить применение, хотя и в ограниченной мере, до тех пор пока основным направлением регенерации ядерного топлива является экстракция. Применительно к переработке топлива ядерных реакторов на быстрых нейтронах ситуация может измениться более радикально, например при использовании фторидной регенерации облученного ядерного топлива. [c.42]

При облучении нейтронами образца, содержащего гафний, в результате захвата нейтрона стабильными изотопами образуются четыре радиоактивных изотопа с полупериодами распада — 70 дней, — 19 сек, ВД — 5,5 ч, Hf — 44,6 дней [101, 106]. Каждый из радиоактивных изотопов можно использовать для определения содержания гафния. При работе с короткоживущим изотопом анализ проходит в течение нескольких минут, но только вблизи нейтронного реактора, где осуществляется быстрая доставка образца от источника нейтронов до места анализа. Была показана возможность использования изотопа для определения гафния в случае слабого источника нейтронов с чувствительностью 5% [102]. Более сильные потоки нейтронов, получаемые в современных ядерных реакторах, увеличивают чувствительность до пределов, необходимых для анализа реакторно-чистых материалов. Так, отмечается, что по короткоживущему изотопу чувствительность определения в 1 г образца составляет 10- —10- % [103, 104]. [c.443]

Искусственное ядерное горючее производится в специальных аппаратах, называемых ядерными реакторами, в результате использования самоподдерживающейся цепной реакции деления одного из делящихся изотопов. В зависимости от назначения и экономических соображений ядерные реакторы работают на тепловых, быстрых или промежуточных нейтронах [1 ]. Реакторы на быстрых нейтронах перспективны для использования в качестве удобных энергетических систем. Большинство построенных до настоящего времени реакторов работает на тепловых нейтронах. Имеется два типа таких реакторов гетерогенный, в котором ядерное горючее в виде кусков чистого металла или его соединения размещено в замедлителе в виде правильной решетки, и гомогенный, в котором ядерное горючее и замедлитель достаточно хорошо перемешаны. Большинство реакторов являются регенеративными, т. е. предназначены для производства новых делящихся изотопов. [c.7]

Этими соотношениями определялось бы воспроизводство ядерного горючего, если бы весь процесс шел на тепловых нейтронах. В действительности же в процессе в некоторой степени участвуют и быстрые нейтроны, часть которых расходуется на деление урана-238, что дает прирост быстрых нейтронов примерно на 3%. Другая часть быстрых нейтронов в процессе замедления испытывает резонансное поглощение в уране-238, что является существенным источником образования плутония. Для одного экспериментального реактора, работающего на природном уране, Мэррей [1 ] определил, что резонансное поглощение испытывают 10% быстрых нейтронов. Наконец, 4 % быстрых нейтронов теряется вследствие утечки из системы. Таким образом, из исходных 100 нейтронов подвергаются тепловому использованию только 89 нейтронов (100+ + 3 - 10 — 4 = 89). [c.9]

В настоящее время разрабатываются промышленные схемы реакторов на быстрых нейтронах. Энергия нейтронов, испускаемых ураном-235, недостаточна, чтобы расщепить ядро Но нейтроны из легко поглощаются с образованием нового элемента — плутония, отличного ядерного горючего . Ядерные реакторы на быстрых нейтронах не требуют замедлителей. В этих реакторах может быть использован не только но и уран U , переходящий в самом же реакторе в плутоний. [c.92]

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]

Помехой при использовании быстрых нейтронов является наличие в спектре атошого реактора тепловых нейтронов. Тепловые нейтроны вследствие значительного сечения ядерных реакций вызывают сильную искусственную радиоактивность облучаемого кристалла, что ве позволяет исследовать образцы сразу юсле облучения. Только применение экрана из кадмия, захватывающего тепловые нейтроны, разрешает проблему защиты от тепловых нейтронов при облучении образцов быстрыми нейтронами. Сечения ядерных реакций для (Острых нейтронов, как правило, существенно меньше, чем для тепловых, и вклад этих процессов в наведенную радиоактивность в большинстве случаев мал. [c.47]

Первое ядерное устройство взорвали 16 июля 19451. в Аламогордо (штат Иыо-Мексико), возвестив начало атомного века. Оно явилось первым успешным испытанием взрывного устройства с плутонием. Тогда стало ясно, какую важную роль играют эти ядерные взрывы для военных целей. Техника, используемая для получения ядерного взрыва, чрезвычайно сложна. В ядерном взрыве участвуют высокоэнергичные нейтроны (быст-. рые нейтроны). Это следует из того факта, что для осуществления эффективной взрывной цепной реакции необходимо по возможности повысить использование быстрых нейтронов высокой энергии, образующихся в реакциях деления. Процесс, в котором нейтрон теряет энергию, требует некоторого времени, что в основном и ограничивает возможность осуществления взрыва. (Этим процессом также объясняется, почему энергетические реакторы, работающие на медленных или тепловых нейтронах, не взрываются даже в случайные моменты создания самых неблагоприятных условий. Для реакторов, которые работают на быстрых нейтронах, ядерный взрыв предотвращается путем соответствую щего перемещения делящегося материала ири возник-новеиии неблагоприятных случайных условий.) При создании взрывчатых ве1цеств, используемых в ядерном [c.90]

Однако, как показывают прогнозы, мировые ресурсы дешевого урана могут быть исчерпаны к концу нашего века, если не будут найдены более рациональные и экономичные методы использования ядерного топлива, Современные тепловые реакторы могут использовать не более 1—2 процентов потенциально заключенной в урановом топливе энергии. Большая часть урана оказывается в виде вещества, которое непригодно для современных реакторов на тепловых нейтронах. Это говорит о том, что данные реакторы при всей своей сегодняшней экономической целесообразности и эффективности далеко еще не исчерпывают возможностей, заложенных в ядерном горючем. И это, естественно, не может не заботить наших ученых. Решение, которое мы реализуем, — создание реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, решающих проблему самообеспечения ядерным топливом. Создание совершенных реакторов на быстрых нейтронах, эксплуатируемых совместно с реакторами на тепловых нейтронах, повысит энерговыработку с тонны природного урана в 20—30 раз. [c.12]

Натрий применяют также в производстве марганцевого антидетонатора— циклопентадиенилтрикарбонила марганца (ЦТМ), который менее токсичен, чем ТЭС и ТМС. Из натрия получают перекись натрия, которая используется для изготовления средств регенерации воздуха и как отбеливающее вещество. В металлургии натрий применяют для получения тугоплавких металлов — титана, циркония и других путем их восстановления натрием из их соединений. Натрий и его сплав с калием используются в качестве жидкометаллических теплоносителей в атомных электростанциях с ядерными реакторами на быстрых нейтронах. Проводятся работы по использованию натрия в качестве проводника электричества в силовых кабелях. Учитывая, что его электросопротивление лишь в 2,85 раза больше меди ив 1,73 раза больше алюминия, но плотность натрия в 2,78 раза меньше алюминия и в 9,15 раза меньше меди, его использование становится выгоднее меди и алюминия. Разрабатывается использование натрия для изготовления серонатриевых аккумуляторов. [c.218]

С учетом перечисленных требований для процессов нефтепереработки, протекающих при температурах до 550 °С, наиболее приемлемы реакторы на быстрых нейтронах типа БН, теплоносителем в которых служит расплавленный металлический натрий. Для более высокотемпературных процессов можно использовать высокотемпературные ядерные реакторы с гелиевым охлаждением типа ВТГР. Возможно использование двухконтурной схемы с применением промежуточного контура чистого гелия, давление которого превышает давление в первом гелиевом контуре. [c.136]

Прогнозные запасы ископаемых топлив в мире оцениваются в настоящее время (в млрд. т условного топлива)., количестве 12 800, в том числе уголь примерно 11 200," нефть 740, " триродный газ 630. Прогнозные извлекаемые запасы топливу (в млрд. т условного топлива) значительно меньше 3800, в том числе уголь 2900 (76,3 7о), нефть 370 (9,7 %) и газ 500 (13,1 %). Извлекаемые природные ресурсы урана и тория в случае использования делящегося ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах по энергетическому эквиваленту существенно превосходят запасы ископаемых топлив. [c.101]

Развитие атомной энергетики в СССР осуществляется ддя удовлетворения потребностей народного хозяйства в электроэнергии, в теплофикации городов и промышленных объектов, энергообеспечении в перспективе ряда энергоемких технологических процессов (в металлургии, химии). В предстоящие годы суймарная мощность атомных энергетических установок различного назначения должна удваиваться примерно в каждые 8-10 лет. Основу атомной энергетики в СССР и за р ежом в настоящее время составляют атомные электростанции с реакторами на тепловых нейтронах корпусного и канального типа (водо-водяные энергетические реакторы - ВВЭР, реакторы большой мощности кипящие - РБМК) и на быстрых нейтронах (корпусного типа — БН). Реакторы на тепловых нейтронах обладают сравнительно высокой экономичностью, реакторы на быстрых нейтронах — высоким коэффициентом использования и воспроизводства ядерного топлива. Единичная мощность этих реакторов непрерывно возрастает, достигая к настоящему времени 1000 -г 1500 МВт. [c.5]

К. Д. Тренер, Р. Л. В (И л ь я м с. Изготовление тепловыделяющих элементов для реактора на быстрых нейтронах в Даунри. Труды II международной конференции по мирному использованию атомной энергии, т. 6. Ядерное горючее и реакторные материалы, Атомиздат, 1959, 570—588. [c.908]

В качестве примера перспективной структуры интегрированного комплекса ядерной энергетики можно привести разработку трёхкомпонентной схемы с использованием электроядерных установок для переработки радиоактивных отходов [17], дополненной лазерной технологией селекции изотонов для регенерации облучённого топлива. Эта схема, изображённая на рис. 13.1.3, предусматривает объединение в единый технологический комплекс реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, радиохимических предприятий и реакто-ров-пережигателей. [c.126]

Облучение анализируемого вещества проводят н ядерном реакторе нейтронами, заряженными частицами на циклотроне или потоком у-лучей бетатрона. Наибольшее значение приобрел нейтронный активационный анализ, который проводится облучением интенсивным потоком медленных (<0,001 Мэв) Н быстрых (1— 14Мэв) нейтронов в ядерном реакторе или с помощью нейтронного генератора. Медленные нейтроны вызывают п, у-реакцию, а быстрые —п, р- п,а и л, 2я-реакции. В отдельных случаях перспективно использование ускорителей. Чувствительность нейтронного активационного анализа на медленных нейтронах ядерного реактора приведена в табл. 19.1. [c.530]

Результаты конкуренции ядерной энергетики и традиционной энергетики, основанной на использовании органического топлива, во многом зависят от технического и технологического уровня их внутренних составляющих, включая экологические и социальные аспекты их развития. Говоря об атомной энергетике, мы оставляем в стороне реакторную технику и технологию. К настоящему времени разработано немало концепций использования ядерных реакторов не только на металлическом и оксидном ядерном топливе, но и реакторов на карбидном и нитридном топливе, реактора на расплавленных фторидах в последнее время возникли и развиваются концепции ядерных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах с использованием тория [9, 10]. Однако в ближайшей и отдаленной, но видимой перспективе основу реакторного парка ядерной энергетики будут составлять ядерные реакторы на оксидном топливе, включая реакторы на смесевом уран-плутониевом топливе (МОХ-топливо) и даже реакторы с применением тория для наработки и одновременного использования 11-233. Основная задача настоящей книги — использование электротехнологического подхода для дальнейшего развития внешней части ядерного топливного цикла. [c.36]

Можно использовать нейтроны и у-излучение непосредственно в реакторе, если прокачивать облучаемый материал через зону реактора. Однако и в этом случае нейтроны создают радиоактивные загрязнения, активируя атомы облучаемой смеси. В другом варианте нейтроны ядерного реактора активируют теплоноситель, транспортируемый к реагирующим компонентам. Если в качестве теплоносителя применять жидкий натрий, то натрий активируется, проходя через реактор под действием потока нейтронов возникает радиоактивный натрий-24 (с периодом полураспада 15 ч), который излучает у-кванты с энергией 1,37 и 2,75 Мэе. Вне реактора излучение радиоактивного натрия можно использовать для инициирования различных химических процессов. Этот метод предпочтительнее, поскольку продукты химических превращений не загрязняются радиоактивными изотопами и режим действия реактора не нарушается. Для получения долгоживущих изотопов используют нейтронное излучение при активации стабильного изотопа соответствующего элемента, помещенного в активную зону реактора. Так, например, получают кобальт-60 из кобальта-59. Тепловыделяющие элементы реактора (стержни) периодически заменяются. При извлечении из активной зоны они очень радиоактивны. Интенсивность излучения быстро уменьшается в результате распада короткожи-вущих изотопов. В это время стержни можно непосредственно использовать как интенсивный источник радиации. Практически срок использования излучения стержней составляет 3- месяца. После того как большая часть короткоживущих изотопов распадается, стержни поступают на химическую переработку для повторного извлечения горючего и очистки их от продуктов деления с большими периодами полураспада. Смесь продуктов деления, имеющая значительный уровень радиации, также может длительное время служить источником излучения. В конечном счете из этой смеси выделяются отдельные радиоактивные изотопы, такие, как цезий-137 и стронций-90, которые служат хорошими источниками - и у-излучения. [c.28]

В настоящее время проводятся работы по использованию энергии ядерных установок для опреснения воды. Комплексное использование теплоты от различных атомных реакторов позволяет проводить одновременно опреснение воды и получать электроэнергию. При использовании низкопотенциального теплоносителя дистилляция воды может проводиться при более низкой температуре (50— 60° С) под глубоким вакуумом (0,04-ь0,08) 10 кПа. Этот метод применим для опреснительных установок любой производительности. В городе Шевченко работает опреснительная дистилляцнонная установка, использующая энергию реактора на быстрых нейтронах, производительностью более 100 тыс. м /сут. В южных районах, с большим количеством солнечных дней в году, для опреснения воды может быть использована солнечная энергия (гелиоопреснение). [c.95]

В Институте ядерной энергетики Академии наук БССР проводится широкий круг исследований по использованию диссоциирующих газов в качестве теплоносителей и рабочих тел ядерных энергетических установок. С этой точки зрения наиболее подробно изучена четырехокись азота N204. Показан ряд преимуществ использования Кг04 в качестве теплоносителя в схемах атомных и тепловых электростанций вместо водяного пара и инертных газов, а в реакторах на быстрых нейтронах вместо жидкометаллического теплоносителя—натрия. [c.3]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология