Ядерные реакторы гомогенные

При использовании слабо обогащенных материалов гетерогенные систем1л более приемлемы (если не единственно возмол ны). В гомогенных системах, использующих природный уран в смеси с любым из известных замедлителей, единственным исключением из которых является тяжелая вода, не может быть обеспечена самоподдерж вающаяся цепная реакция, так как эти замедлители обладают большим сечением захвата нейтронов. Такие хорошие замедлители, как графит, бериллий (окись бериллия), обычная вода, требуют применения обогащенного ядерного горючего, а при работе на природном уране необходимо применение гетерогенной структуры. Блочное рас-нолол енне ядерного горючего обеспечивает лучшее использование имеющихся нейтронов, так как в этом случае улучшается возмон(ность поддержания ценной реакции. Нейтроны деления, возникающие в системе с энергией порядка нескольких мегаэлектронвольт, в результате упругих и неупругих столкновений с окружающими ядрами замедляются до тепловых скоросте . Если изобразить энергетическое распределение нейтронов как функцию энергии, то окажется, что основная масса нейтронов сосредоточена в сравнительно узком энергетическом интервале. Целесообразно ввести понятие средняя энергия нейтронов в реакторе . [c.18]

Получение Mo с использованием гомогенных ядерных реакторов. [c.522]

По данным МАГАТЭ на 1991 год в мире насчитывалось 36 жидкостных гомогенных ядерных реакторов, 8 из которых имели разрешение на работу. Эти реакторы находятся в России и Франции — по 2 и по одному в США, Дании, Индии и на Тайване. [c.522]

Среди исследователей не достигнуто еще полного согласия о терминах для различных режимов теплообмена при кипении. Каждый автор вводит свою терминологию. Основное расхождение связано с определением поверхностного и объемного кипения, т. е. образуются ли паровые пузырьки макроскопического размера первоначально на поверхности, или они образуются самопроизвольно в жидкости. Объемное кипение, которое сравнительно редко встречается, наблюдается в чистых жидкостях, нагреваемых излучением, или в гомогенных ядерных реакторах, где тепло генерируется в основной массе жидкости. [c.150]

Прометий находит применение для изучения радиолиза кристаллической гликолевой кислоты и изомеризации циклопропана [257] и для осуществления некоторых химических реакций 365]. Источник Рт /А1 применяется для определения содержания серы и кобальта в углеводородах, определения железа в смазочных маслах и свинца, цинка и железа в рудах и концентратах [319]. Граммовые количества Рт используются для радиографического исследования гомогенности уран-графитовых стержней, используемых в ядерных реакторах [241]. [c.118]

Искусственное ядерное горючее производится в специальных аппаратах, называемых ядерными реакторами, в результате использования самоподдерживающейся цепной реакции деления одного из делящихся изотопов. В зависимости от назначения и экономических соображений ядерные реакторы работают на тепловых, быстрых или промежуточных нейтронах [1 ]. Реакторы на быстрых нейтронах перспективны для использования в качестве удобных энергетических систем. Большинство построенных до настоящего времени реакторов работает на тепловых нейтронах. Имеется два типа таких реакторов гетерогенный, в котором ядерное горючее в виде кусков чистого металла или его соединения размещено в замедлителе в виде правильной решетки, и гомогенный, в котором ядерное горючее и замедлитель достаточно хорошо перемешаны. Большинство реакторов являются регенеративными, т. е. предназначены для производства новых делящихся изотопов. [c.7]

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]

То, что источником энергии является процесс деления ядер, не имеет практически никакого значения для теплоотдачи кипящей жидкости. На пластинах, трубках или стержнях, нагреваемых пропусканием электрического тока, создаются примерно те же условия теплообмена, что и в ядерном реакторе. Однако в гомогенном реакторе, в котором делящийся материал входит в состав водного раствора соли, например уранил-сульфата, пар генерируется совершенно другим образом. Если в такой системе возникнет кипение, то генерирование пара происходит внутри объема жидкости, а не на обогреваемой поверхности, как это имеет место в гетерогенных реакторах. Так образуется пар в том случае, когда слегка перегретая относительно температуры насыщения жидкость подвергается инфракрасному облучению от внешнего источника, например от нагревательной лампы. [c.142]

Ранее мы ссылались в качестве примера на ядерный реактор, в котором может идти гомогенное пузырьковое кипение, но теперь совершенно очевидно, что в таком устройстве не может наблюдаться это кипение. Однако данный пример интересен для обсуждения благодаря высокой плотности ионизирующего излучения в ядерном реакторе. [c.162]

Сульфат уранила широко используется в технологии переработки руд. В виде водных и тяжеловодных растворов он может служить ядерным горючим в гомогенных ядерных реакторах. [c.40]

Реакция имеет практическое значение она применяется в гомогенных ядерных реакторах (стр. 737), в которых используются водные растворы. Можно показать, что в соответствии со значением С в реакторе мощностью 1000 кет получается 0,28 м водорода в минуту. Было также найдено, что водород и кислород в значительной степени рекомбинируют, образуя воду, если в качестве катализатора добавлена сернокислая медь. [c.704]

Для регенерации неиспользованного ядерного горючего водного гомогенного реактора и, в частности, переработки материала ториевой зоны воспроизводства применяю методы осаждения, ионообменной хроматографии, экстракции, кристаллизацию нитратов или сочетание нескольких методов. [c.235]

Висмут высокой чистоты применяют в промышленности для получения легкоплавких сплавов, как легирующий металл в полупроводниковой технике [1—3]. В ряде работ указывается на растущее значение висмута в ядерной энергетике как растворителя урана и диспергатора тория в гомогенных реакторах [1, 4—6], а также как хладоагента первой ступени в энергетических реакторах [7, 8]. [c.326]

Однако наиболее важной областью применения циркония и до некоторой степени и гафния является в настоящее время ядерная техника [551]. В активной зоне охлаждаемых водой энергетических реакторов цирконий применяют в качестве конструкционного материала, а гафний, в связи с его большим поперечным сечением захвата нейтронов — для управляющих элементов. Цирконием плакируют также тепловыделяющие элементы кипящих реакторов, из него же изготовляют контейнеры для раствора сульфата уранила в водных гомогенных реакторах [551]. [c.203]

В настоящее время предлагаются другие технологии получения осколочного Мо, основанные на использовании гомогенных реакторов с жидким ядерным топливом в виде водного раствора солей урана или солевого расплава фторидов металлов [25. [c.522]

В ядерных реакциях применяются четыре основных замедлителя водород, дейтерий, бериллий и углерод. Первые два — в виде воды или тяжелой воды. Химические свойства этих двух соединений имеют очень важное значение, но вода или тяжелая вода в водных гомогенных реакторах является растворителем и в качестве растворителя поступает на химическую обработку (разделы 10. 3. 5 и 11. 4). [c.102]

Хартек и Дондес [34], а вслед за ними и другие исследователи систематически изучали гомогенную реакцию, осуществляя облучение осколками деления и облучение в ядерном реакторе (гамма-лучи, быстрые нейтроны). В качестве источников осколков деления были выбраны либо пленки окиси урана, либо очень мелкие частицы этих же окислов, которые могли дать суспензию. Использовались также системы из кварцевых нитей [38], в которые была включена окись урана. Реакция радиохимического связывания азота, проводимая такими способами, рассматривается обычно как гомогенная. [c.171]

Указанные авторы ознакомили нас с результатами своих работ по определению величины Огом- К сожалению, их исследования не носили систематического характера. Хартек и Дондес показали, что величина Огом для образования ЫОг в потоке гамма-лучей и нейтронов в ядерном реакторе возрастает от 0,28 при 1/30 атм до 5 при 25 атм. Мозли и Эдвардс [37], проводившие опыты при атмосферном давлении, нашли в случае облучения осколками деления значение О ош, равное 0,9, для связывания азота. Они считали, что эта величина является переменной на протяжении пути пробега осколков деления и обнаруживает максимальное значение, равное 9, в конце пробега. Наибольшие значения величины О для связывания азота из атмосферы, указанные в литературе, равны 6,6 [38] и 7,3 [36]. Кроме того, Хартек и Дондес [38] теоретически показали, что значение С = 7 для гомогенной реакции является максимальным. [c.171]

В подавляющем большинстве опубликованных исследований реакция окисления водорода изучалась в качестве модельной, позволяющей в наиболее чистом виде выявлять основные закономерности окислительного катализа, не осложненные проблемой избирательности. В последнее время реакция каталитического окисления водорода начинает приобретать и практическое значение как источник энергии. В частности, гремучегазовая смесь может использоваться как топливо в космосе, причем для инициирования реакции применяются гетерогенные катализаторы [187]. Надо полагать, что значение водорода как топлива, запасы которого (воды) практически неограничены, будут возрастать по мере исчерпания других видов топлива (угля, нефти, газа). Можно указать также на применение гомогенных катализаторов, ускоряющих взаимодействие водорода и кислорода, которые выделяются в процессе эксплуатации ядерных реакторов с водяным охлаждением [188]. [c.236]

Указывается [138] на возможность повышения коррозионной стойкости нержавеющей стали, используемой в ядерных реакторах, путем легирования ее платиной. Результаты испытаний при 250° С в растворе тяжелой воды, содержащей уранилсульфат и сульфат меди, показали, что введение в сталь 0,5% Pt снижает скорость коррозии с 0,89 до 0,38 жж/гсЗ. При повышении скорости движения раствора значительных улучшений от катодного легирования стали не наблюдалось. Однако в растворах, содержащих уранилнитрат и нитрат меди, коррозионная стойкость была увеличена как при малой, так и большой скорости движения раствора. Сообщается, что дальнейшие коррозионные испытания нержавеющих сталей с 0,5% Р1 будут предприняты в гомогенных реакторах, в которых могут быть использованы в качестве топлива растворы уранилнитрата и ураиилсульфата. [c.96]

Uranylsalzlosung f раствор солей ура-нила (применяется в гомогенных ядерных реакторах) [c.209]

Современная химия фтористого уранила концентрирует свое внимание на применении его водных растворов в качестве горючего для гомогенных ядерных реакторов, поэтому к изучению свойств иОгРг в растворе были приложены наибольшие усилия. Полученный низкотемпературным способом фтористый уранил чрезвычайно гигроскопичен, высокотемпературный же препарат значительно менее гигроскопичен. Степень гидратации фтористого уранила зависит от условий, в которых она проводится, и до настоящего времени не опубликовано ни одной работы, содержащей какие-либо определенные выводы. Тем не менее из изучения межфазового обмена при термогравиметрических исследованиях было сделано допущение о существовании гидратов и02р2-2Нг0 и иОгРз-ЗНгО. Сообщается, что эти гидраты могут быть дегидратированы нагреванием до 110°С без потери фтористого водорода . [c.166]

В охлаждающихся (с применением СО2) графитовых замедлителях ядерных реакторов имеет место некоторое превращение углерода, которое происходит, видимо, путем испарения, сопровождающегося разложением. В частности, разложение может происходить аналогично разложению окиси углерода в присутствии катализатора, однако более реальной кажется возможность радиолиза окиси углерода наряду с термическим разложением продуктов радиолиза СО, одним из которых является недокись углерода С3О2. Образующиеся твердые продукты имеют эмпирические формулы, мало отличающиеся от С3О2. Однако, как видно из [123], твердые продукты радиолиза не гомогенны, а представляют собой полимерный материал, в котором во взвешенном состоянии находятся графитоподобные [c.296]

Растворение ТВЭЛ. Первой задачей переработки является растворение ядерного горючего. Исключение составляет горючее гомогенного ядерного реактора. Наиболее распространенным видом ядерного горючего служит обогащенный металлический уран. Урановые блоки снаружи покрыты защитной оболочкой из алюминия, циркония илр нержавеющей стали. После выдерживания ТВЭЛ в течение 60—100 дней (охлаждения), которое ведет к распаду всех короткоживущих продуктов деления, полному переходу в гзэри и частичному переходу Ра в ззу, растворяют защитную оболочку. Алюминиевую оболочку растворяют в едком натре или азотной кислоте, циркониевую — в плавиковой кислоте или растворе NH4F, а оболочку из нержавеющей стали — в серной кислоте. [c.456]

Жидкое ядерное горючее гомогенного реактора, находящееся в во.дном растворе, очищают экстракцией органическим растворителем с добавкой большого количества высаливателя. Охлажденное. до твердого состояния горючее из реактора с расплавленной солью может быть переработано растворением в подкисленном растворе нитрата алюлшния, однако высокотемпературный процесс возгонки фторида (слг раздел 10.9) является более простым для переработки этого вида топлива. [c.203]

При ЭТОМ предполагается, что концентрация раствора достаточно велика и взаимодействие нейтронов с значительно более вероятно, чем захват водородом. Поскольку отношение сечений этих процессов составляет 694/0,332 = 2100, то это условие выполняется, если концентрация равна нескольким десятым мoлi[ в литре. Первый гомогенный ядерный реактор, запущенный в Лос-Аламосе в 1944 г., представлял собой сферу из нержавеющей стали диаметром 30 см, заполненную 1,2 М раствором уранилсульфата в обычной воде уран был обогащен изотопом и на 14,6 %. [c.470]

Вычислить объем водорода в стандартных условиях, получающегося каждую минуту при радиолизе воды в 1000 киловаттном гомогенном ядерном реакторе. Значение G для реакЩги 1,7. Ответ 280 л. [c.705]

В гомогенном ядерном реакторе, содержащем воду, ионизирующее излучение вызывает освобождение 1,7 молекулы газа (водород плюс кислород) на 100 эв энергии. Вычислить число кубичес14их ем (нри нормальных условиях) взрывчатой смеси водорода и кислорода, полученных в минуту в ядерном реакторе, который производит 1000 кет теплоты. Можно допустить, что вся энергия освобождается в виде ионизирующего излучения в воде. [c.748]

В гомогенном реакторе основные ядерные компоненты в активной зоне полностью перемегнаны. Вещество, содержащее ядерное горючее, вводится в реактор х ак молекулярное соединение в виде раствора, взвеси пли в расплавленном состоянии (с растворителем пли без него) в виде гомогенной жидкости. [c.18]

Для гетёрогеинглх реакторов характерно пространственное разделение ядерного горючего и замедлителя. В системах этого тина ядерное горючее находится в реакторе в форме металлических (или керамических) пластинок, стерлшей или блочков, которые распределены в объеме замедлителя и образуют регнетку определенной конфигурации. В отличие от гомогенных систем, которые могут не содержать замедлителя, гетерогенные реакторы обязательно содержат его. [c.18]

Однако физическое разделенно ядерного горючего и замедлителя еще не определяет прн 1адлежност 1 реактора к гетерогенной категории. Так, молшо представить себе активную зону реактора, состоящую нз тонких фольг ядерного горючего, плотно уложенных в среде замедлителя. Такая конфигурация эквивалентна гомогенной смеси ядерного горючего и замедлителя. Вследствие тонкости физической структуры нейтроны не чувствуют ее геометрических неоднородностей ири прохождении через ядерное горючее, замедлитель, снова ядерное горючее н т. д. Эта степень тонкости определяется размерами и взаимным раснолол еннем неоднородностей в реакторе, а также средней энергией нейтронов. [c.18]

Значение разделения изотопов для атомной технологии совершенно очевидно. Разделение изотопов делящегося под действием медленных нейтронов, и №38 содержание которого в природном уране гораздо больше, осуществляется на мощных заводах. Исключительная замедляющая способность тяжелой воды является причиной того, что крупномасштабное производство ее — неотъемлемая часть программы по атомной энергии. В связи с тем что другие реакторные материалы теплоносители, разбавители горючего и конструкционные материалы — не должны содержать изотопов, имеющи.к большое сечение поглощения нейтронов, применение их в реакторах требует разделения изотопов. Например, ТЬ (N 503)4 может применяться в зоне воспроизводства гомогенного реактора-размно.жителя, —весьма полезный жидкометаллический теплоноситель, а — ценный компонент горючего на основе расплавленных солей. Для целей атомной энергетики было выделено много килограммов изотопа В °, хорош о поглощающего нейтроны. Эффективность поглотителей и детекторов нейтронов, основанных на реакции В п, а)Ь1 гораздо выше в случае применения бора, высокообогащенного по изотопу В , чем при использовании природной смеси, содержащей 19,8% В . Кроме того, в различных методах ядерных исследований (бомбардировка в циклотроне, измерение ядерных свойств и т. д.) требуются небольшие количества отдельных изотопов. Разделенные стабильные изотопы при.меняются как меченые атомы, особенно в тех случаях, когда радиоактивные изотопы [c.334]

Азот-15. Наиболее подходящими для использования в гомогенных реакторах солями являются нитраты и сульфаты. Хотя по химическим свойствам более удобны нитраты (вследствие более высокой рсгворимости), с ядерной точки зрения предпочтительнее сульфаты, так как поперечное сечение природной серы составляет 0,5 барн, а природного азота — 1,8 барн. Азот-15 имеет поперечное сечение всего 0,00002 бапн. Если этот изотоп, содержащийся в природном азоте в количестве 0,36%, удастся выделять с умеренными затратами, он найдет широкое применение в гомогенных реакторах. [c.366]

В работе [28] описан процесс непрерывной очистки ядерного топлива жидкометаллического гомогенного реактора, представляющего собой разбавленный раствор урана, магния и циркония в жидком висмуте, путем экстракции продуктов деления расплавом КС1—Li I— —Mg b. Температура плавления этой смеси 400°С, а топлива 350°С. Окислителем здесь является Mg b. Технологическая схема с цифровыми данными, поясняющая процесс удаления стабильных нро-дуктов деления из топлива реактора, приведена на рис. 4.39. [c.478]