Процесс воспроизводства нейтронов

Динамические свойства реакторов при переходных режимах исследуются с точки зрения как разработки безопасных контрольных цепей, так и задач регулирования при создании оптимальных управляющих цепей. При изучении этих вопросов обычно исходят из простейших аналитических моделей регулируемой системы, постепенно переходя к более сложным моделям. Сущность кинетики реактора, характеризующей процесс воспроизводства нейтронов в переходных режимах, целесообразно пояснить простейшими кинетическими уравнениями без более сложных связей параметров. [c.555]

В последнее время в атомной энергетике появились новые перспективы, одной из которых является вовлечение тория в ядерный энергетический цикл. Эта идея сравнительно не нова, она возникла еще в конце 50-х годов, и тогда было налажено производство тория из некоторых минералов, в частности из монацита, совместно с производством редкоземельных металлов [2]. Торий является воспроизводящим элементом ядерной энергетики. Природный торий состоит из одного долгоживущего изотопа ТЬ-232, который под действием потока нейтронов превращается в изотоп урана 11-233 последний, подобно и-235 и Ри-239, служит ядерным топливом. Процесс воспроизводства ядерного топлива описывается известной реакцией [c.131]

В современных реакторах длительное воздействие потоков нейтронов используется не только для поддержания цепного процесса, но и для воспроизводства ядерного горючего. Так, под воздействием нейтронов торий и уран превращаются в 32 и и й Ри, которые [c.417]

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]

При работе любого ядерного реактора в результате деления ядер в ядерном горючем образуется большое количество осколков деления, многие из которых обладают большим сечением захвата нейтронов. Вследствие этого нейтроны деления все больше расходуются не на поддержание цепного процесса деления и воспроизводства ядерного горючего, а на реакции с осколками деления. Цепной процесс не может продолжаться — затухает, происходит так называемое зашлаковывание реактора. Поэтому после некоторого [c.436]

Коэффициент воспроизводства. Для экономичной работы реактора должна быть использована возможно большая часть топлива. В процессе работы реактора продолжительное время должен поддерживаться нейтронный баланс за счет вновь образующегося делящегося материала, который получается при захвате нейтрона или ТЬ Способность реактора производить делящийся материал характеризуется коэффициентом С — числом атомов вновь образующегося делящегося материала на один использованный атом делящегося материала. [c.78]

Разработка пирометаллургических процессов шла по двум следующим направлениям во-первых, извлечение плутония и урана зоны воспроизводства реакторов-размножителей на быстрых нейтронах во-вторых, удаление продуктов деления из тепловыделяющих элементов активной зоны [5]. [c.349]

В последнем случае основной задачей является удаление продуктов деления с большим нейтронным сечением захвата и продуктов деления, ухудшающих структуру топлива. Остальные продукты деления, накапливающиеся до вредных концентраций только в результате многократных оборотов топлива, должны после этого удаляться при помощи какой-либо специальной обработки, например путем водного экстракционного процесса. При переработке материалов зоны воспроизводства также необходимо удалять некоторые продукты деления. [c.349]

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 любом ядерном реакторе, работающем на уране или тории, наряду с выделением тепла происходит воспроизводство ядерного горючего. При захвате нейтрона, не сопровождающемся делением ядра, которое захватило нейтрон (радиационный захват), ядра, и превращаются в ядра и т. е. образуются новые делящиеся материалы. Этот процесс называется воспроизводств о м ядерного горючего. [c.256]

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]

К числу систем ядерное топливо — замедлитель, для которых возможно осуществление процесса размножения на тепловых нейтронах (на основе и ), относятся раствор уранилсульфата в тяжелой воде и раствор урана в жидком висмуте с графитовым замедлителем. В этом случае активную зону следует окружать зоной воспроизводства , содержащей торий в соответствующей химической форме. Было действительно построено несколько опытных реакторов-размножителей для испытания системы с гомогенным водным раствором, однако проблемы коррозии контейнера и неустойчивости растворов оказались настолько сложными, что размножители на тепловых нейтронах пока не представляются перспективными [3]. [c.480]

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]

Наиб, распространен Я. т. ц. на основе урана, обогащенного изотопом с реакторами па тепловых (медленных) нейтронах. В кач-ве ядерного топлива использ. иОз, а также карбиды и нитриды и, сплавы и с Мо, к( меты, солевые фторидные расплавы, содержащие ир . Перспективны Я. т. ц. с реакторами-размножителями и воспроизводством ядерного горючего — уран-плутонпевый и торий урановый с ядерным горючим соотв. и, - Ри и ТЬ, П.таниру ется создание Я. т. ц. с использ. тепла высокотемпературных ядерных реакторов для проведения энергоемких хим. и металлургич. процессов. [c.726]

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]

Удаление радиоактивных ксенона и криптона иэ смесей с другими газами представляет определенный интерес для ядерной индустрии. Возможность осуществления удаления путем избирательного проникания через мембраны иа силиконового каучуаз. изучалась Комиссией США по атомной энергии, и подробная информация об экспериментальных результатах и экономике процесса содержится в работах /72-75/. Процесс очистки от загрязнений можно применять для следующих газов а) воздуха помещений, в которых установлены ядерные реакторы, после случайной утечки продуктов распада б) газовых отходов из установок для обработки истощенного реакторного топлива в) газов, которые используются для создания защитной оболочки в некоторых типах ядерных реакторов (например, таких, как охлаждаемые расплавами солей или натрием реакторы с расширенным воспроизводством ядерного топлива, которые непрерывно выделяют газообразные продукты деления). На фиг. 18 показана схема газоразделительной установки для извлечения ксенона и криптона из аргоновой защитной оболочки охлаждаемого натрием реактора на быстрых нейтронах мощностью 1000 МВт. Через установку необходимо непрерывно пропускать небольшой поток защитного газа, удаляя иэ него значительное количество радиоактивных благородных газов, образующихся в качестве продуктов деления, чтобы стало возможным возвращение более 90% питательного газового потока в реактор или выпуск его в атмосферу. Выходящий из верхней части газоразделительной установки газ, содержащий концентрированный ксенон и криптон, сжимают до 155 ати и отправляют в обычный цилиндрический резервуар. Производительность, размер и затраты на установку дпя трех скоростей выделяемого газа, вычисленные в работе /75/, приведены в табл. 6. Значения скорости соответствуют рециркуляции 90,99 и 99,8% питательного потока после снижения радиоактивности возвращаемого газа до приемлемого уровня. [c.361]

Мэе и 1,3 Мэе. Однако низкие величины сечения деления не позволяют осуществлять на них самоподдер-живающийся процесс деления. Уран-илутониевый цикл рассматривается в атомной энергетике как наиболее предпочтительный. Для него в реакторах на быстрых нейтронах оказывается осуществимым расширенное воспроизводство Я. г., при котором число вновь образовавшихся делящихся атомов больше числа выгорев- [c.807]

Особенно эффективно воспроизводство ядерного топлива можно осуществлять в реакторах на быстрых нейтронах. При этом достижимо расширенное воспроизводство — это означает, что реактор производит больше новых делящихся ядер, чем их распалось в процессе цепной реакции первичного делящегося изотопа. Таким образом, 235ц можно рассматривать как стартовое топливо для ядерной энергетики деления, создающее возможность для последующего вовлечения в процесс получения энергии изотопов 238и и природные запасы которых во много раз больше, чем [c.121]

Для того чтобы нейтроны, выходящие из активной зоны, могли в достаточной степени поглощаться в зоне воспроизводства реактора-размножителя, концентрация тория в растворе этой зоны должна быть довольно высокой (по крайней мере, несколько сот граммов торил на литр). Единственной ториевой солью, хорошо растворимой при повышенных температурах, является нитрат. При повышенных температурах имеет место гидролитическое осаждение и разложение нитрат-иона, но этот процесс можно сделать контролируемым, применив избыток НМОз и не выпуская пары из системы. В связи с тем что изотоп М , наиболее распространенный изотоп азота, хорошо поглощает нейтроны, торийсодержащие нитратные растворы, применяемые в реакторах-размножителях, следует приготавливать на высо-кообогашенном Г . В реакторной системе должны быть предусмотрены определенные средства для рекомбинации кислорода с элементарным азотом, одним из продуктов радиолиза нитрат-иона. [c.372]

Если в работающем реакторе делящегося вещества образуется больше, чем выжигается , реактор называют реактором с расширенным воспроизводством. Расширенное воспроизводство ядерного горючего может быть осуществлено лишь в тех случаях, если при делении ядра образуется больше двух нейтронов, один из которых обязательно образует новое делящееся вещество, остальные же служат для продолжения цепной реакции. При таком процессе число делящихся в единицу времени атомов равно числу атомов, превращающихся в другой расщепляющийся материал. Количество вновь образующегося делящегося вещества характеризуется коэффициентом воспроизводства, определяемым как отношение количества образовавшегося вещесэва к количеству выгоревшего горючего, или, что то же самое, как число атомов нового делящегося вещества, образовавшихся на один выгоревший атом старого делящегося вещества. [c.256]