Топливо ядерное, воспроизводство

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 ядерных топливах энергия выделяется в результате деления ядер тяжелых элементов, процесса воспроизводства ядер-ного топлива и управляемого термоядерного синтеза между ядрами легких элементов. [c.107]

Использование реакторов на БН позволяет осуществить расширенное воспроизводство ядерного топлива, т. е. решить вопрос обеспечения ядерной энергетики горючим. [c.286]

Торий будет иметь значение как ядерное топливо, когда при его использовании станет возможным воспроизводство ядерного топлива. Относительная простота химии водных растворов тория по сравнению с химией урана не является существенным преимуществом, так как легкость выделения урана из руд зависит главным образом от необычных свойств уранил-иона [c.332]

Независимо от выбора технического решения физика воспроизводства ядерного топлива основана на реакциях (13.1.3). Такая технология позволяет более полно использовать природный энергетический потенциал урана и тория и, в частности, включить в процесс производства энергии накопленные запасы обеднённого урана, из которого извлечена значительная часть 235-го изотопа. Эти так называемые хвосты являются отходами обогатительной урановой промышленности. Их переработка позволит, в конце концов, уни- [c.121]

Существующие на Земле запасы природного урана могут обеспечить мировые потребности развивающейся ядерной энергетики в в течение ближайших нескольких десятилетий, — максимум, одного столетия. Топливные циклы с воспроизводством, вовлекающие в процесс получения энергии и з ТЬ, открывают для ядерной энергетики практически неограниченный источник топлива. [c.124]

Полнота использования природных ресурсов делящихся материалов — изотопов урана и тория, использование технологий воспроизводства ядерного топлива. [c.125]

С учётом приведённых требований к ядерной энергетике разрабатываются перспективные конструкции ядерных реакторов, которые определяют структуру ядерного промышленного комплекса, призванного обеспечить будущие потребности человечества в энергии. Сегодня это предмет широких научных исследований и проектных разработок. Среди различных предложений рассматривается, например, технологическая схема реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, которая обеспечивает простое воспроизводство ядерного топлива (БРЕСТ) [16. [c.125]

Сегодня очевидно, что ядерная энергетика имеет тенденцию к активному развитию. Сценарии её развития с необходимостью включают в себя промышленное освоение технологии воспроизводства ядерного топлива и глубокую [c.127]

Для уменьшения поглощения нейтронов в таком топливе существенной является замена азота с природным изотопным составом на тяжёлый изотоп азота поскольку его лёгкий изотоп N является сравнительно сильным поглотителем нейронов. Предполагается, что в будущем оптимальное обогащение нитридного топлива топлива по азоту-15 будет определено на основе совместного анализа стоимостных показателей (определяемых в том числе и затратами на разделение изотопов азота) и характеристик расширенного воспроизводства ядерного горючего. [c.206]

В действительности положение более сложное. Различные посторонние вещества, присутствующие в реакторе, захватывают нейтроны. Кроме того, не все делящиеся нуклиды после захвата нейтронов претерпевают деление, вместо этого определенная часть нейтронов в зависимости от их энергии поглощается и образует еще более тяжелые изотопы (такие, как плутоний-240 или уран-234). Теоретические расчеты и исследования показали, что проведение бридерного цикла (т. е. цикла с расширенным воспроизводством ядерного горючего уран-238 — плутоний-239) наиболее выгодно при использовании реакторов, которые работают на нейтронах больших энергий. С другой стороны, бридерный цикл (торий-232 — уран-233), по-видимому, лучше всего осуществлять в тепловом реакторе, в котором используются нейтроны малых энергий. Расширенное накопление ядерного топлива — это область исследований реакторной техники, развитие которой должно произойти в недалеком будущем. В следующем десятилетии эта область может стать одним из наиболее интересных примеров развития технологии в истории человечества. [c.97]

В гомогенном реакторе, где активная зона состоит из однородной смеси топлива и замедлителя, имеется возможность удалять вредные продукты деления, не прерывая работы реактора. Для этого часть топливной смеси отводят в специальную установку, где ее очищают от примесей с большим сечением захвата нейтронов, затем добавляют свежее топливо и возвращают обратно в реактор. Впрочем, гомогенные реакторы еще не получили широкого распространения. Для энергетических целей эксплуатируются и строятся лишь гетерогенные ядерные реакторы, где твердое топливо располагается в виде блоков, окруженных замедлителем. Последнего нет в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, здесь активная зона окружена зоной воспроизводства из урана-238. [c.149]

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]

Успешное использование процессов воспроизводства горючего в принципе позволит превратить все мировые запасы Th и U в расщепляющиеся изотопы и и Ри . Таким образом, имеется возможность увеличить запасы ядерного горючего (равные количеству U ) примерно в 150 раз. Однако ядерное горючее, получаемое таким методом, необходимо в каждом цикле воспроизводства по нескольку раз подвергать химической обработке для того, чтобы освободить от продуктов деления. Целесообразность практического применения реакторов для воспроизводства ядерного топлива определяется в конечном счете эффективностью химической обработки. Запасы урана и тория, которые можно было бы превратить в и и Ри , составляют примерно 3-10 т. Энергия, которую можно в этом случае получить от вторичных расщепляющихся материалов, равна 5-10 ккал. Мировые запасы ископаемых топлив оцениваются менее чем в 2,5-10 ккал. [c.481]

Ядерные реакторы классифицируются по многим признакам по назначению, по физическим и теплотехническим характеристикам, по типу ядерного горючего, замедлителя, охлаждающей среды, по структуре распределения ядерного топлива в реакторе, по схеме воспроизводства. Различают реакторы технологические и энергетические. Первые предназначены для производства плутония и вторые — для получения энергии. [c.7]

В быстром реакторе при коэффициенте воспроизводства равном единице или выше можно сжигать уран практически полностью. Увеличение энергетического выхода от ядерного топлива в 200 раз, по сравнению с тепловым реактором, позволяет обеспечить 4000 ГВт (эл.) на быстрых реакторах дешевым ураном с запасом топлива в течение 2,5 тыс. лет при малой топливной (сырьевой) составляющей затрат. Для быстрых реакторов приемлем и уран из бедных месторождений, ресурсы которого в сотни или даже тысячи раз больше ресурсов дешёвого урана (рис. 7). [c.24]

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]

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]

Ядерно-энергетические установки обладают рядом специфических особенностей в сравнении с обычными г нергетическими устройствами 1) возможность работать в удаленных от топливных баз районах, а транспортные средства с ядерными двигателями могут совершать длительные рейсы без захода на базы для пополнения запаса топлива 2) масса потребляемого ядерного горючего очень мала, так как теплота сгорания его в несколькс миллионов раз превосходит теплоту сгорания обычных видов топлива 3) удобство эксплуатации, автоматизация всех процессов 4) возможность воспроизводства ядерного топлива за счет превращения ядерного [c.424]

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]

Второй путь, которым можно воспользоваться для получения гюмной энергии, является воспроизводство ядерного топлива. [c.79]

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]

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]

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]

Мюоны попадают в смесь дейтерия и трития, где каждый мюон катализирует 100 циклов dt-синтеза и освобождает 100 нейтронов с энергией 14,1 МэВ. Каждый нейтрон в окружающем синтезатор бланкете из смеси 238 бу осуществляет 1 деление и порождает 3,5 дополнительных нейтрона. Как и в случае термоядерного бланкета один из этих нейтронов используется на воспроизводство трития в реакции (16.1.4а), а оставшиеся 2,5 — на размножение ядерного топлива в реакциях (16.1.5). Таким образом, коэффициент умножения топлива в МК-бридерев 4-8 раз превышает этот коэффициент в быстром реакторе. [c.255]

В реакции (16.3.1) на рождение тг затрачивается 30% энергии исходного пучка, а оставшаяся часть ( 70%) энергии вторичных частиц, прошедших через пионообразующую мишень, может быть использована точно так же, как в схемах электроядерных бридеров, предлагаемых как один из методов воспроизводства ядерного топлива в реакциях [c.255]

Ядерные характеристики циркония в 16 раз лучше по сравнению с нержавеющей сталью. Цирконий идет на изготовление внутренних деталей реактора, им очехляют твэлы кипящих реакторов. В водных реакторах раствор уранил-сульфата, заключенный в циркониевые контейнеры, можно нагревать до 300°. Такие реакторы обладают более высоким коэффициентом воспроизводства топлива в них можно использовать уран, лишь слабо обогащенный легким изотопом. Однако механическая и химическая прочность циркония начинает снижаться при температурах выше 300°. В связи с этим разработаны более совершенные конструкционные сплавы циркония с присадками олова, железа, никеля и других металлов. Сплавы получили название циркаллоев они в течение длительного времени выдерживают нагрев до 500°, технологичны, механически хорошо обрабатываются. Циркаллой склонен соединяться с металлическим ураном, поэтому он используется главным образом в твэлах с топливом в виде соединений урана. Выдающимися качествами обладают особо чистые сплавы циркония с ниобием. Сплавы урана с цирконием (и ниобием) используют как топливные пластины, устойчивые к высокотемпературным водным средам. [c.162]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология