Урано-графитовые реакторы

Рис. 3. 18. Схема движения топлива для натрий-графитового реактора с непрерывным поступлением топлива, без возврата плутония. ( = 1,067 Р = 0,00715 доза облучения 6443 Мвт-дней/т урана расчет на 1 день).

Рис. 3. 20. Схема движения топлива для ториевого натрий-графитового реактора, работающего в цикле с возвратом урана и тория при непрерывной загрузке топлива. (Глубина выгорания тория за 1 цикл = 0,0221 доза облучения за 1 цикл = 20 200 Мвт-дней/т тория, расчет на 1 день).

Рис. 8. Схема урано-графитового реактора.

Этот процесс первоначально разработан применительно к переработке реэкстрактов урана, полученных при радиохимической переработке ТВЭЛов уран-графитовых реакторов, предназначенных для производства плутония [2]. Для реализации процесса разработана стендовая плазменная установка, технологическая схема которой показана на рис. 4.20 [10]. Установка включает в себя источник электропитания 5, плазменный реактор 9, плазмотроны 6 с системами питания газом (компрессор 3, баллоны с азотом ), систему питания установки раствором из емкости 1 (насос 2, форсунки-дезинтеграторы 7и пр.), систему разделения оксидов урана и газовой фазы (элементы [c.198]

Реакционное пространство урано-графитовых реакторов обычно имеет форму куба со стороной от единиц до десятков метров (рис. XVI-51). Размеры могут быть тем меньше, чем выше достижимое без учета объемного фактора значение к, т. е. чем чище исходные материалы, лучше отражатель, рациональнее распределение стержней в массе графита и т. д. С другой стороны, размеры должны быть тем больше, чем выше желательная мощность реактора. [c.584]

Впервые управляемую цепную реакцию деления осуществил 2 декабря 1942 года Э. Ферми в уран-графитовом реакторе, который был построен в Чикаго. В СССР реактор Ф-1 подобного типа, построенный под руководством И. В. Курчатова О в Москве на территории Лаборатории № 2 (ныне это Курчатовский институт), продемонстрировал управляемую цепную реакцию деления 25 декабря 1946 года [10]. Внешний вид графитовой кладки этого реактора показан на рис. 13.1.2. Поскольку в этом реакторе применялся природный уран, не обогащённый по 235-му изотопу, для получения цепной реакции потребовалось около 50 тонн урана и 500 тонн графита. [c.119]

Технология плазменного разложения растворов была первоначально разработана применительно к переработке нитратных реэкстрактов урана, регенерированного при радиохимической переработке твэ-лов уран-графитовых реакторов, предназначенных для производства плутония [2]. Соответственно, параметры и свойства процесса относятся к этому объекту. Однако особенность электроплазменной технологии как раз в том, что она является физической технологией, невосприимчива к химической формуле сырья и имеет, до некоторой степени, универсальный характер. Возможные ограничения или вариации технологии связаны, как это будет показано ниже, больше с природой сырья растворимостью, температурным коэффициентом растворимости, со структурой молекулярных комплексов в растворе, с устойчивостью продуктов, оксидов и оксидных композиций, требуемым сертификатом на продукт и т.п. [3]. Именно поэтому сначала целесообразно рассмотреть математическую модель процесса с тем, чтобы в дальнейшем правильно оценивать технические, экономические и экологические параметры реальных приложений и в сфере [c.163]

Экстракционная технология регенерации урана из отработавших ТВЭЛов энергетических и промышленных реакторов (уран-графитовые реакторы для производства плутония) заканчивается получением нитратных реэкстрактов (растворов) урана, содержание изотопа и-235 в которых понижено по сравнению с содержанием этого изотопа в исходном ТВЭЛе. После того, как на радиохимическом [c.195]

Все последующие работы по карботермическому восстановлению урана проводили, так же как и в работе [2], в две стадии получение чернового урана и рафинирование урана от примесей. Эти работы осуществлялись в 70-х годах с использованием плазменно-дугового нагрева на одном из металлургических заводов Министерства атомной энергетики применительно к получению урана для изготовления ТВЭЛов уран-графитовых реакторов, которые предназначались для производства плутония. [c.295]

Изменения концентрации и реактивности при обороте плутония. Изменения концентрации при непрерывном облучении топлива из природного урана в натрий-графитовом реакторе, работающем с оборотом плутония, представлены на рис. 3. 15. Концентрация Ри слегка нарастает в начале облучения из-за резонансного захвата нейтронов, выделяемых осколками [c.116]

Изотопический состав и активность плутония в топливе натрий-графитового реактора при однократном облучении и при 0,715%-ном выгорании всего урана [c.294]

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]

Для сравнения приводим соотношение активности продуктов деления урана, облученного в натрий-графитовом реакторе в течение 230 дней и выдержанного в течение 104 дней после выгрузки из реактора (табл. 7) [3]. [c.35]

Рис. 8. Падение Р-активности важнейших продуктов деления в зависимости от длительности старения после 230-дневного облучения урана в натрий-графитовом реакторе.

Для этого нужно, чтобы реактор не содержал слишком много примесей или материалов, поглощающих нейтроны. Например, в ураново-графитовом реакторе обычного типа примесь 1 10 бора уже делает стационарный процесс невозможным. Высокие требования к чистоте материалов составляют одно из серьезных осложнений в технологии реакторов. Нужно также, чтобы загрузка в реакторе была не меньше некоторой критической массы, зависящей от степени обогащения урана, конструкции и режима работы реактора. Это требование вызвано тем, что значительное число нейтронов [c.192]

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]

АРГУС. В Российском научном центре Курчатовский институт (РНЦ КИ) был разработан и введён в эксплуатацию в 1981 г. головной растворный исследовательский реактор Аргус мощностью 20 кВт [29]. Активная зона реактора состоит из водного раствора уранилсульфата, помещённого в корпус. Внутри корпуса установлены вертикальные сухие каналы центральный и два симметричных периферийных канала, в которых расположены органы регулирования и защиты. Внутри корпуса также расположен змеевик охлаждения. Корпус реактора окружён боковым и нижним торцевым графитовым отражателем. Газообразные продукты радиолиза топливного раствора регенерируются с помощью системы каталитической регенерации, которая вместе с корпусом образует герметичную систему. В основу работы системы рекомбинации заложен принцип естественной циркуляции газовой смеси по контуру. Растворный тип реактора обеспечивает условия максимальной безопасности, которая гарантируется большим отрицательным эффектом реактивности и оптимальной концентрацией урана в растворе, приводящих к саморегулированию реакторной установки. [c.524]

Активная зона реактора по высоте набирается из 11 тепловыделяющих элементов, каждый из которых состоит из графитового корпуса с крышкой и тепловыделяющих сегментных пластин и центрального диска из дикарбида урана с обогащением по урану-235 — 90% (рис. 17.2.2). Общий вес урана-235 в активной зоне реактора составляет 49 кг. [c.293]

В реакторах или котлах скорость распада легкого изотопа урана может быть регулируема. Ядерный реактор состоит из громадного графитового блока весом в несколько сотен тонн, в который помещаются стержни из металлического урана общим весом в несколько десятков тонн. Образующиеся при расщеплении изотопа урана нейтроны движутся со скоростью около 10 ООО км в секунду. Они выходят из урановых стержней, прежде чем они смогут столкнуться с ядрами атомов легкого изотопа, и перемещаются от одних урановых стержней к другим через графит. При прохождении через графит нейтроны из-за столкновений с ядрами относительно легких атомов углерода теряют скорость. [c.419]

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]

Теоретические вычисления показывали, что для реактора, или котла , требуется много тонн урана и графита. Его размеры должны быть настолько велики, чтобы свести до минимума потерю нейтронов с поверхности и получить фактор размножения нейтронов больше единицы. При наличии достаточных количеств чистой окиси урана уже в июле 1942 г. производство металлического урана не было налажено до 1943 г. Тем не менее 2 дек. 1942 г. был достигнут успех с реактором, сооруженным под западными трибунами стадиона Чикагского университета. Реактор с графитовым замедлителем был загружен небольшим количеством имевшегося металлического урана и главным образом прессованной окисью урана. Уран очищался эфирной экстракцией. Этот первый промышленный метод очистки оказался успешным и дал материал чрезвычайно высокой чистоты, что сделало возможным удачный пуск первого реактора. [c.12]

Вылетевшие из разделившегося ядра урана-235 нейтроны, сталкиваясь в слое, например, графита с ядрами атомов углерода, замедляются. Графитовый слой, ограничивающий активную зону, выполняет роль отражателя нейтронов—после многочисленных столкновений с ядрами углерода часть нейтронов, вылетевших из активной зоны, возвращается в центр реактора и снова может участвовать в цепной реакции. Таким образом, при помощи отражателей уменьшается утечка нейтронов из активной зоны и тем самым повышается эффективность их использования. [c.249]

Графитовые бруски укладывались следующим образом. Слой графитовых брусков, не имеющих отверстий, чередовался со слоем брусков, в которые были вложены блочки урана. Критический размер реактора, при котором начиналась цепная реакция, был достигнут при 50 слоях. Выше пятидесятого слоя были уложены еще четыре слоя графитовых брусков, выполняющих роль отражателей нейтронов, и защитный слой свинца (около 15 см) и дерева (150 см). Боковая защита состояла из графитового отражателя (30 см) и бетона (150 см). [c.250]

В реакторостроении искусственный графит широко используется в качестве элементов конструкции кладки ур н-графитовых реакторов благодаря его недифицитности, удовлетворительнь1М замедляющим свойствам и малому сечению захвата нейтронов [1451. [c.250]

В исследовательских реакторах, в которых задача получения нейтронного потока большой мощности превалирует над экономикой и которые должны иметь лга-лые размеры, применяется уран самых высоких степеней обогащения. Но иногда в исследовательских реакторах используется уран, обогащенный лишь до 20%. Реакторы, построенные до того как стал доступен обогащенный уран, используют естественный уран. В дальнейшем Брукхейвенский реактор, например, был реконструирован на использование обогащенного урана, то же было запланировано для графитового реактора Ок- [c.22]

Сравнение состава слитков рафинированного карботермического урана с действовавшим в 70-х годах сертификатом на металлический уран для изготовления ТВЭЛов уран-графитовых реакторов показывает, что рафинирование чернового карботермического урана в электронно-плазменной печи с добавлением НзО8 приводит к снижению содержания углерода с 2 4- 2,5% до 0,02 -Ь 0,12% последнее удовлетворяет техническим условиям. Однако процесс рафинирования протекает медленно из-за малой скорости распределения ИзОз в расплаве. Поэтому дальнейшие эксперименты но рафинированию чернового карботермического урана проводили с применением газообразного кислорода. Кислород подавали на поверхность расплава из баллона через медную водоохлаждаемую трубку. Результаты рафинировочных плавок вес слитков чернового урана, подаваемых на рафинирование — 56 -Ь107 кг извлечение металла в слиток — 97,5 4- 98,8 % время плавки 3 -Ь 6 ч, скорость плавки составляла 15 -Ь 20 кг (II) /ч содержание примесей в зависимости от плавки и локации места отбора на слитке (% вес.) С — (5 -Ь 11) 10- Ге — (0,4 -Ь 6,9) 10- № — (2 4- 3) 10-3 81 - (4,7 4- 9,9) Ю-З Л1 - (1,0 4- 3,0) Ю-З Си -(2,0 4- 3,0) 10-3 Мп - (1,5 4- 2,1) 10- Сг - 3 Ю-З В - [c.312]

Нижняя кривая на рис. 3. 8 выражает зависимость между величиной R и средним интегральным потоком х для реактора с перемещиваемым топливом и с оборотом плутония. В этом примере предполагается, что реактор имеет те же величины е, р, и Pth, что и натрий-графитовый реактор условной конструкции. Соответствующая этому случаю зависимость между относительным обогащением топлива R и глубиной выгорания р показана кривой на рис. 3. 9. Интересно отметить, что из рис. 3. 8 и 3. 9 для случая оборота плутония могут быть найдены определенные значения выгорания и интегральных потоков для топлива из природного урана (0,715% и ), хотя в этом примере обогащение для реактора условной конструкции должно быть равно 1 %. [c.93]

Зависимость между относительным обогащением топлива Р и наибольшим интегральным потоком т для непрерывного облучения в натрий-графитовом реакторе, работающем с оборотом плутония и с неперемешиваемым топливом, показана кривой 4 на рис. 3. 13. Соотношение между относительным обогащение м и глубиной выгорания дается кривой 4 на рис. 3. 14. Для топлива из природного урана при интегральном потоке 1.07-10 - негдар/слг возможна глубина выгорания, равная 0,0071. [c.116]

Рис. 3. 19. Схема движения топлива для натрий-графитового реактора, работающего с возвратом плутония при непрерывной загрузке (Э = 0,00709 доза облучения 6395 Мвт-днеШт урана расчет на

Движение топлива в однозонном ториевом реакторе-размножителе. Из изложенного в п. 10. 2 видно, что максимальное время облучения и выгорания топлива за один цикл для однозоиного ториевого реактора-размножителя, работающего с полным возвратом тория и урана, зависит исключительно от ядерных свойств топлива, выбранного для реактора условной конструкции. Схема движения топлива для натрий-графитового реактора, действующего как ториевый реактор-размножитель в режиме непрерывного облучения, показана на рис. 3. 20. [c.128]

Непрерывное металлотермическое восстановление. Как описано в гл. VIII и IX, металл производится периодически отдельными плавками при этом получение металла дороже, чем непрерывным восстановлением. Это было ясно в начале экономических исследований и оценок, возможных новых методов производства металлического урана [39,40]. В настоящее время ведется исследование непрерывного металлотермического процесса [41—44], в котором используется цилиндрический графитовый реактор, предварительно нагретый приблизительно до 1482° С. Шихта из брикетированной смеси тетрафторида урана и магния забрасывается в реактор через отверстие вверху. Восстановление ведется непрерывно в атмосфере гелия. Расплавленный металл выпускается через отверстие в дне реактора, а шлак сливается через выпускное отверстие в стенке. Металл и некоторое количество шлака сливаются одновременно в графитовые изложницы, где происходит направленная кристаллизация. После этого шлак механически отделяется от слитка металла. [c.507]

Ок-Риджский уран-графитовый реактор (реактор Х-10). Построенный в 1943 г., он был первым реактором достаточно большой мощности. Размеры этого реактора довольно значительны вследствие того, что он работает на естественном уране. Активная зона представляет собой куб с ребром более 7 м, собранный из графитовых блоков, в которых имеется 1248 каналов (сечением 11,2 см ), предназначенных для тепловыделяющих элементов, которые образуют прямоугольную решетку с шагом 20,3 см. Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) изготовлены из металлического урана в форме цилиндрических стержней диаметром 2,8 см и длиной 10,2 см, заключенных в алюминиевую оболочку для предохранения от окисления. Всего в активной зоне содержится 35 т урана. Вследствие того что цилиндрические тепловыделяющие элементы загружаются в отверстия квадратного сечения, в активной зоне имеются незаполненные промежутки, через которые для охлаждения продувают воздух. При рабочей мощности 3800 квт и продувании через каналы 2700 л воздуха в 1 мин металлические стержни поддерживаются при температуре ниже 245°. Средняя температура графита, служащего замедлителем, составляет 130°. [c.471]

Угольные и графитироваиные электроды, а также другие изделия, как, например, огнеупорные блоки, тигли, стержни, трубки, кислотоупорная посуда, щетки для электрических машин и т. д., в больших количествах применяются в металлургической, химической, электротехнической и других отраслях промышленности. Графитовые блоки, отличающиеся высокой степенью чистоты в отношении содержания примесей, нашли применение в атомных реакторах для замедления нейтронов, образующихся при распаде атомов урана. [c.111]

Получение слитков урана. Известны многочисленные способы получения слитков металлического урана восстановлением илн электролизом. Наибольшее распространение получили кальциетермический и особенно магниетермический методы восстановления тетрафторнда ураиа. Эти процессы проводятся в специальных реакторах — бомбах. При магние-термическом способе внутрь реактора помещают графитовые тигли с загруженными прессованными брикетами из UF4 и магниевой стружки. При кальциетермическом способе тигель изготовляют из фторида кальция, а брикеты —нз UF4 и кальциевой стружки. Из загруженных реакторов удаляют воздух, затем их промывают аргоном и проводят восстановление, помещая реактор в печь (магниетермический способ) или возбуждая реакцию специальным запалом (кальциетермический способ). В настоящее время освоена технология получения магниетермическим способом крупногабаритных (диаметр 450 мм) слитков урана массой до 2 т. Это позволяет во многих случаях исключить последующий переплав металла в печах. Последний производится с целью утилизации стружко-вых отходов урана, увеличения массы слитков и очистки от примесей. Для выплавки урановых слнтков применяют главным образом плавку под флюсом, индукционную нли дуговую плавку с плавящимся и непла-вящимся электродами, а также электроннолучевой переплав. Плавка под флюсом служит для укрупнения слитка, который при этом способе производства может достигать 10 т, другие способы плавки позволяют получить уран повышенной чистоты. [c.618]

Растворный реактор при выбранной концентрации уранилсульфата обладает по объёму минимальной критмассой. Случайное разбавление раствора водой, хотя и увеличивает его объём, снижает реактивность. Выпаривание раствора, хотя и увеличивает концентрацию в нём урана, также снижает реактивность. Реактор обладает отрицательным коэффициентом реактивности по мощности и температуре раствора. Давление раствора в корпусе реактора ниже атмосферного. Поэтому при работе реактора течи раствора и утечка газовой среды из реактора исключены. Остаточное тепловыделение при отказе основной системы теплоотвода пассивно передаётся графитовому отражателю и рассеивается в окружающем пространстве. При этом температура кипения раствора не достигается. [c.559]

Высокотемпературный реактор с газовым охлаждением, построенный для экспериментальных целей в Винфрисе (Англия), имеет графитовый замедлитель. В качестве тепловыделяющих элементов используются карбиды урана и тория, заключенные в графитовые оболочки. Максимальная температура оболочки приблизительно 1000° С, охладитель — гелий поступает в реактор при температуре 350°С и давлении 10— 20 ат, а выходит при температуре 750° С. Хотя охладитель является инертным газом, однако при обезгаживании графита образуются газообразные примеси, которые могут реагировать с графитом [реакции (1—3)], а окись углерода, образующаяся при этих реакциях, может дать углерод и двуокись углерода в охлаждающих секциях схемы [реакция (4)] [c.20]

В п. 10. 1 приводятся характеристики типового однозоиного реактора-размножителя условной конструкции, работающего на тепловых нейтронах и питаемого смесью О- — торий. В п. 10. 2. выводятся уравнения для характеристики состава топлива, продолжительности облучения и глубины выгорания в реакторе, работающем с оборотом тория и урана (см. рис. 3. 2, а). Движение топлива в натрий-графитовом ториевом размножителе рассматривается в п. 10. 3. [c.120]

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]

Этот реактор имеет активную зону в 150x170 см, также выложенную графитом, с графитовым отражателем. Загрузка составляет 550 кг урана с 5% Через 100 дней содержание последнего уменьшается до 4,2% [c.195]

Первой установкой, открывшей историю реакторостроения, был разработанный Э. Ферми реактор, работавший на естественном уране и снабженный графитовым замедлителем (рис. 98). Введенный в действие в конце 1942 г. в США, этот реактор представлял собой сооружение из графитовых брусков размером примерно Ох 10x15 см. Часть брусков имела отверстия диаметром около 5 см, в которые вкладывались блочки металлического урана или окиси урана весом каждый около 2 кг. [c.250]

Интересный проект такого реактора был опубликован в 1954 г. В качестве исходного горючего предлагалось использовать раствор или взвесь и в жидком металле. Пригодными для этой цели являются растворы урана в висмуте (при 500° 0,5 вес. ч. урана растворяется в 100 вес. ч. висмута). Графитовый контейнер достаточно устойчив при контакте с этим раствором. Жидкое горючее, циркулируя в замкнутом первом контуре реактора, непосредственно отводит тепло из активной зоны к теплообменнику. Активная зона реактора окружена графитовой оболочкой, внутри нее проложены трубы дополнительного контура, по которым циркулирует ThjBij в виде взвеси в жидком висмуте, одновременно выполняющем роль теплоносителя. Во время работы реактора происходит непрерывное превращение тория в уран-233, являющийся новым делящимся материалом, который может быть использован в первом контуре как горючее. [c.256]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология