Воспроизводство ядерного горючего

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]

Процесс воспроизводства ядерного горючего осуществляется в атомных реакторах — размножителях. На пути их создания встретились многие технические трудности, при решении которых значительно расширяются ресурсы ядерного сырья. В этом случае атомную энергию будут применять не только для выработки электрической энергии и для теплофикации, но и для получения тепловой энергии, необходимой для технологических нужд различных производств. [c.404]

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]

При определении перспективных типов АЭС н оптимизации их параметров важнейшей задачей является такое направление развития ядерной энергетики, которое позволит решить две актуальнейшие проблемы производство дешевой электроэнергии и обеспечение минимальных расходов природного урана с высокоэффективным воспроизводством ядерного горючего, необходимого для обеспечения требуемых темпов наращивания новых мощностей АЭС. [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]

Для реакторов с расширенным воспроизводством ядерного горючего фториды являются, очевидно, лучшим материалом ввиду низкой поглощаемости нейтронов фтором, при этом четырехфтористый уран становится основным переносчиком горючего во фторидных системах. Выбор других фторидов ограничен фторидами Ве, РЬ, 2г, N3 и 5п, которые слабо погло- [c.156]

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]

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]

Работа плутониевых реакторов на тепловых нейтронах с воспроизводством невозможна, так как у плутония при температуре 400° С, характерной для энергетических реакторов, очень невыгодны соотношения сечений захвата и деления. Плутоний может быть успешно использован в реакторах, работающих на быстрых нейтронах, так как соотношения сечений захвата и деления плутония на быстрых нейтронах создают возможность воспроизводства ядерного горючего. [c.10]

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]

Процесс воспроизводства ядерного горючего осуществляется в атомных реакторах-размножителях. [c.529]

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]

Возможны самые различные конструкции реакторов, работающих с воспроизводством ядерного горючего. [c.256]

Так, для повышения коэффициента воспроизводства ядерного горючего целесообразно окружить активную зону реактора слоем чистого урана-238. Нейтроны, вылетающие за пределы активной зоны, будут захватываться в этом слое, и уран-238 будет превращаться в плутоний-239. Поэтому такой слой называется воспроизводящим слоем. Образование плутония-239 из урана-238 происходит в результате реакции [c.256]

Рис. 101. Кривые расхода и воспроизводства ядерного горючего и изменения коэффициента размножения.

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]

Среди строящихся энергетических реакторов следует отметить, как наиболее перспективные, реакторы с расширенным воспроизводством ядерного горючего, работающие преимущественно на быстрых нейтронах. В таких реакторах можно использовать полностью уран-238. В реакторах же, работающих на тепловых нейтронах, расходуется в основном а [c.272]

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]

Существующие и создаваемые атомные электростанции на тепловых нейтронах, выполняя свою основную задачу, одновременно готовят и базу для развития станций с реакторами на быстрых нейтронах, нарабатывая попутно некоторое количество плутония для их первоначальной загрузки. В этой пятилетке должна быть решена задача создания конкурентоспособных реакторов на быстрых нейтронах. Но проблема не только в этом — надо еще сделать срок воспроизводства ядерного горючего достаточно коротким и обеспечить топливную базу для расширенного развития ядерной энергетики. [c.13]

Другим классом временных задач, с которыми приходится сталкиваться физикам, являются вопросы выгорания ядерного горючего, накопления шлаков и их выгорания, коэффициент воспроизводства ядерного горючего и т. п. Для этих задач характерны масштабы времени порядка часов (или даже лет) в отличие от вопросов устойчивости реакторов, для которых характерно время порядка долей секунды. Определение критической массы или распределения плотности нейтронов проводится для стационарного режима работы реактора, однако повседневная работа реактора в стационарном состоянии связана с медленным изменением концентрации ядерного горючего. Ядерное горючее вводится в реактор согласно предусмотренному циклу, за исключением реактора с циркулирующим ядерным горючим. По мере постепенного выгорания ядерного горючего его компенсация может бтлть осуществлена посредством компенсирующих стержней. [c.21]

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]

По всем правилам ядерной физики уран-233, как изотоп нечетный, делится тепловыми нейтронами. И самое главное в реакторах с ураном-233 может происходить (и происхо дит) расширенное воспроизводство ядерного горючего В обычном реакторе на тепловых нейтронах Расчеты пока зывают, что при выгорании в ториевом реакторе килограм ма урана-233 в нем же должно накопиться 1,1 кг нового урана-233. Чудо, да и только Сожгли килограмм горюче-г6, а горючего-то не убавилось. [c.367]

Если реактор работает на тепловых нейтронах (напом-ним, что их скорость — порядка 2000 м в секунду, а энергия — доли электронвольта), то из естественной смеси изотопов урана получают количество плутония, немногим меньшее, чем количество выгоревшего урана-235. Немногим, но меньшее, плюс неизбежные потери плутония при химическом выделении его из облученного урана. К тому же цепная ядерная реакция поддеживается в природной смеси изотопов урана только до тех пор, пока не израсходована незначительная доля урана-235. Отсюда закономерен вывод тепловой реактор на естественном уране — основной тип ныне действующих реакторов — не может обеспечить расширенного воспроизводства ядерного горючего. Но что же тогда перспективно Для ответа на этот вопрос сравним ход ценной ядерной реакции в уране-235 и плутонии-239 и введем в наши рассуждения еще одно физическое понятие. [c.398]

Реактор, обеспечивающий воспроизводство вторичного горючего, называется реактором-воспроизводителем или бриддером. Для ядерно-ракетных двигателей космических аппаратов процесс воспроизводства ядерного горючего не характерен, но может оказаться полезным в условиях длительных космических полетов. Техническое решение этого вопроса пока не получило удовлетворительной формы. [c.265]

Возможность воспроизводства ядерного горючего определяется (т])-числом — величиной, равной числу нейтронов, освобождаемых делящимся ядром. В случае деления зэрц тепловыми нейтронами это число равно 2,09, для нейтронов с энергией 500 Кэв г]=)2,7, для ззи оно слабо зависит от энергии нейтронов (для тепловых нейтронов т] = 2,28). Последнее значение Г]=2,28 немногим больше необходимого минимума, который для [c.195]

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]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология