Характеристика ядерного горючего

Изотопы азота. Интерес к изотопам азота связан с величиной сечений захвата ими нейтронов и, как следствие, с возможностью создания на их основе высокоэффективного ядерного горючего, сушественно превосходящего по своим характеристикам ныне используемое горючее на основе окиси-закиси урана или двуокиси плутония [71-75]. Предполагается, что новое ядерное горючее будет создано на основе обогащённых азотом-15 нитридов [71] или нитратов [75] урана, плутония, тория. В связи с этим отметим, что азот имеет два стабильных изотопа и N, содержание которых в природной изотопной смеси равно соответственно 99,635% ат и 0,365% ат [30]. Азот-15 имеет ядерный магнитный момент и примерно в сто тысяч раз меньшее по сравнению с азотом-14 сечение захвата тепловых нейтронов (<т < 2 10 барн) [71]. [c.204]

Основной исходной информацией для планирования оптимального использования производственной мощности энергообъединения являются характеристики энергооборудования. Применяются характеристики двух видов энергетические (расходные) и относительных (удельных) приростов. Энергетические характеристики представляют собой зависимости между количеством использованного топлива, ядерного горючего или энергии данного вида и количеством произведенной энергии (другого вида). Характеристики относительных приростов отражают приращение расхода топлива, ядерного горючего или энергии данного вида, необходимое для увеличения производства энергии на единицу. Нилсе последовательно рассматриваются характеристики для электростанций различных типов. [c.124]

ХАРАКТЕРИСТИКА ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО [c.17]

Эта величина и есть непосредственная характеристика ядерных свойств горючего. [c.17]

Интегральные нейтронные характеристики реактора молаю определить с помощью сравнительно грубых моделей. К этой категории расчетов относятся вычисления критической массы ядерного горючего. С другой стороны, более тонкие эффекты, в частности поведение нейтронов вблизи границ областей, а также гетерогенные расчеты ячеек, требуют и более топких методов. Все это следствие сравнительно малых размеров, которые обусловливают данные эффекты. При этом многие из упрощающих предположений [c.23]

Полученные данные позволяют считать, что концентраты нефтяных АС по своим характеристикам сравнимы, а в ряде случаев и превосходят характеристики экстрагентов, которые используют в гидрометаллургии и технологии ядерного горючего. Следует отметить также, что эти экстрагенты и флотоагенты обычно являются синтетическими и поэтому довольно дорогими. [c.183]

Темпы и экономические характеристики атомной энергетики в значительной мере будут определяться скоростью накопления вторичного делящегося ядерного горючего — плутония, что возможно за счет снижения времени удвоения быстрых реакторов. Наиболее эффективно этого можно достигнуть за счет повышения удельной концентрации ядерного горючего (например, применения низколегированного металлического урана) п повышения удельной теплонапряженности активной зоны быстрых реакторов. [c.3]

Такие теплофизические характеристики газа и выявленная область параметров теплоносителя позволяют применить в быстрых реакторах низколегированный металлический уран и достигнуть высокого воспроизводства ядерного горючего (Ри) как в бридере (КВ = 1,80— 1,95), так и в переработчике (КВ = 1,45) с малым временем удвоения (3,5—5 лет) и обеспечить высокий темп наработки плутония— 1000—1500 кг в год в быстром реакторе 1000 Мет. [c.5]

По совокупности выявленных решений (по простоте тепловой схемы преобразования тепла, теплофизическим и физическим характеристикам быстрых реакторов, наработке вторичного ядерного горючего, компактности [c.5]

Характеристики изотопов ядерного горючего [c.807]

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]

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]

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ И ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО [c.15]

Во втором разделе объединены исследования, посвященные изучению ряда физико-химических свойств, определяющих поведение редких металлов при высоких температурах. В частности, рассмотрены некоторые термодинамические характеристики систем Та—О, НЬ—О, ЫЬ—N. Та—Ы, 2г—С. Кинетические исследования представлены работой по изучению процесса термического разложения гексафторида плутония, что связано с проблемой использования отработанного яДерного горючего, а также работой по изучению диффузионных характеристик, определяющих процесс раскисления тория кальцием. [c.6]

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]

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]

Соотношение (va//ст ) , обычно обозначаемое символом т , зависит только от ядерных свойств делящегося материала горючего. Конечно, величина т] зависит и от относительной скорости (энергии) нейтронов, но во многих реакторах распределение скоростей имеет ярко выраженный пик (см. 1.2,а), и Т1 при этой наиболее вероятной скорости является характеристикой ядерных свойств горючего. 13еличину г] можно также выразить через а — отношение сечения радиационного захвата к сечению деления дл я данного типа горючего [c.42]

Имеющиеся экономические характеристики процессов получения водорода, так же, как и прогнозные оценки стоимости основных видов горючего, конечно, носят приближенный характер. Однако из всего многообразия оценок можно выделить характерные тенденции, что и сделал в своей обзорной работе Чао [576]. На рис. 11.5 приведены зависимости стоимости производства водорода от стоимости основных видов горючего (уголь, нефть, природный газ, атомная энергия) с 1970 до 2020 г. Этот график составлен на основе ряда литературных источников и передает основную тенденцию, в соответствии с которой водород, получаемый с использованием атомной энергии, после 1990 г. станет более дешевым горючим, чем нефть и газ. А из всех методов получения водорода наиболее экономичным будет термохимический метод разложения воды. Далее указывается, что при капитальных вложениях в ядерные реакторы 60 долл/кВт (терм.) капитальные вложения в установку по производству водорода термохимическим методом составят 80 долл/кВт (терм.) против 40 долл/кВт для установок обычного парового риформинга углеводородов, очень чувствительных к ценам на исходное сырье [883, 884]. Если ВТГР и промышленная установка термохимического разложения воды будут строиться только для нужд аммиачного производства, то для получения 1,5 млн. т/год аммиака потребуется реактор мощностью 800 тыс. кВт(эл.). [c.585]

Важнейшая характеристика любого ядерного горючего — среднее число нейтронов, испускаемых после того, как ядро захватило один нейтрон. Физики называют его эта-числом и обозначают греческой буквой т]. В тепловых реакторах на уране наблюдается такая закономерность каждый нейтрон порождает в среднем 2,08 нейтрона (т =2,08). Помещенный в такой реактор плутоний под действием тепловых нейтронов дает т =2,03. Но есть еще реакторы, работающие на быстрых нейтронах. Естественную смесь изотопов урана в такой реактор загружать бесполезно цепная реакция не пойдет. Но если обогатить сырье ураном-235, она сможет развиваться и в быстром реакторе. При этом т будет равно уже 2,23. А плутоний, помещенный под обстрел быстрыми нейтронами, даст т), равное 2,70. В наше распоряжение поступит лишних полнейтрона . И это совсем не мало. [c.398]

Четвертичные аммониевые основания, вероятно, найдут применение как эффективные экстрагенты в процессах получения и переработки ядерного горючего и для других целей, поскольку контроль за экстракционными характеристиками этих соединений относителыно прост, растворимость в водных растворах низкая и факторы разделения, которые удается получ ить в системах с этими экстрагентами, до статочно высокие. Как уже упоминалось выше, в настоящее время сообщения, касающиеся использования сильных оснований в экстракционной Х ром1ато1графии с обращенными ф.азами, в основном посвящены четвертичным аммониевым основаниям. В ча1стно1ети, для приготовлении неподвижных фаз применялся аликват-336 и метилтрилауриламмониевое основание. Оба реагента имеют очень выгодные хроматографические характеристики. [c.165]

В сплавах, содержащих более 15 ат.% Мо или Nb, состояние у фазы может быть зафиксировано путем закалки или даже сравнительно медленного охлаждения (в зависимости от содержания легирующего элемента) при комнатной темп-ре. Сплавы на основе Y-U, напр, с 9—12 вес. % (20—25 ат.%) Мо, обладают хорошими физико-химич. характеристиками и находят применение в качестве ядерного горючего. Однако достаточно высокая степень легирования требует исиользования обогащенного урана, что повышает экопомнч. затраты. При меньшем содержании Мо и Nb, а также при легировании другими элементами силавы, в зависимости от содержания легирующего элемента и скорости их охлаждения из у-фазы, испытывают или распад на две фазы (основной из к-рых является а), или мартенситное превращение с образованием структур, промежуточных по своей природе между а и Y- [c.178]

Все последующие рассуждения базируются на двух основных допущениях, а именно что нейтронное распределение можно достаточно хорошо описать с помощью односкоростной модели и что циркуляция топлива описывается линейным потоком. Предположение о линейном потоке, по существу,, означает, что все измененпя в потоке яшдкости передаются только в направлении этого течения. Таким образом, поток массы (и энергии) по всей цепи горючего направлен вдоль каналов и труб, а между соседними каналами перетечки (поперечный поток) не допускаются. Это допущение чрезвычайно упрощает решение вопросов, связанных с гидродинамикой, и дает ясное представление о связи между ядерными характеристиками системы и характеристиками потока жидкости. [c.435]