Воспроизводство атомного топлива

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]

Вторым путем, которым можно пользоваться для получения атомной энергии, является воспроизводство ядерного топлива. При этом начальное количество применяют для возбуждения атомов неактивного (рис. ХУ-7). [c.454]

Считалось, что по мере накопления тепловыми реакторами плутония для запуска и освоения быстрых реакторов может быть развита крупномасштабная атомная энергетика, постепенно замещающая традиционную, не имеющая в дальнейшем ограничений со стороны ресурсов дешёвого топлива, т.к. для реакторов с коэффициентом воспроизводства равным или большим единицы, полностью использующих природный уран или торий, приемлемы бедные месторождения данных ресурсов. [c.13]

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]

Дальнейшее повышение темпов наработки плутония возможно на основе применения в гелиевых бридерах нитридного топлива, использование которого позволяет повысить темп наработки избыточного плутония в (3 -Ь 4) раза по сравнению с бридерами на основе окисного смешанного топлива. Такой темп наработки по мнению авторов [71] представляется достаточным для создания структуры атомной энергетики с самообеспечением по ядерному горючему. Последнее достигается как за счёт более высоких значений коэффициента воспроизводства горючего (КВ = 1,8 1,9), так и за счёт уменьшения времени удвоения последнего до значений (3,5 + 4) года. Коэффициент воспроизвод- [c.205]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология