Бридер

Рассмотрите устройство бридера (реактора-размножителя) для производства ядерного топлива, т. е. такого, который производит топлива больше, чем потребляет. [c.346]

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]

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]

Согласно [71, 72] натриевые бридеры на основе окисного смешанного топлива могут обеспечить наработку избыточного плутония, направляемого на развитие тепловых реакторов, на уровне (100140) кг Ри/ГВт(э) год. Гелиевые бридеры на основе (и" "Ри)02 имеют более высокие показатели по наработке избыточного плутония и могут обеспечить (160 Ч- 220) кг Ри/ГВт(э) год. Однако указанные темпы наработки плутония не являются достаточными для качественного снижения темпа потребления природного ядерного горючего в системе тепловых и быстрых реакторов. [c.205]

Очевидно, что применение нитридного топлива, обогащённого азотом-15, приведёт к удорожанию топливной загрузки, поэтому его использование целесообразно при условиях, обеспечивающих компенсацию затрат, связанных с удорожанием загрузки, и экономическим эффектом от наработки избыточного плутония. Указанные условия определяются ценой на ядерное горючее, которая, в свою очередь, существенно зависит от стоимости азота-15, определяемой себестоимостью его производства. На рис. 14.1.5 представлена зависимость удельного темпа наработки избыточного плутония от обогащения нитридного топлива азотом-15. При замене природного азота на 99 %-ный N темп наработки увеличивается на 120 кг Ри/ГВт(э) год, при годовом приросте мощностей бридеров 7%. Отметим, что наработка избыточного плутония, направляемого на топливное обеспечение тепловых реакторов, обеспечивая экономию природного ядерного горючего, является одним из важнейших показателей экономической эффективности быстрых бридеров. [c.207]

Из данных рисунков видно, что при затратах на изотопное обогащение азота на уровне 0,1 руб/г годовая экономия от использования топлива (и+Ри) М вместо топлива (11 + Ри) М составит 6 млн. руб и 10 млн. руб. при цене плутония 50 и 75 руб/г Ри соответственно (в масштабе цен 1979 г.). При увеличении затрат на обогащение до 0,3 руб/г применение обогащённого нитридного топлива становится экономически нецелесообразным до тех пор, пока цена на ядерное горючее не достигнет уровня 50 руб/г. На основе приведённой выше информации авторы [71] делают вывод о том, что по мере удорожания ядерного горючего целесообразно использовать нитридное топливо, обогащённое азотом-15. При этом должны быть разработаны эффективные методы разделения изотопов азота, способные обеспечить низкую себестоимость азота-15, не более 0,3 руб за 1 г топлива. При обеспечении затрат на конструирование систем получения менее 0,1 руб/г топлива необходимо остро ставить вопрос об ускорении работ по технологии производства и использования обогащённого нитридного топлива, а также о целесообразности разработки проекта гелиевого бридера на основе (11 + Ри) М. [c.209]

Наилучшим образом эти реакции реализуются в ядерных реакторах-раз-множителях на быстрых нейтронах (бридерах), либо же в бланкетах ядерных реакторов синтеза, основанных на реакции (16.1.2а). В реакторах-бридерах каждый нейтрон деления не только воспроизводит сгоревшее ядро урана, но и производит дополнительно = 0,3 0,5 ядер -р 0 два три [c.252]

Бридер на основе мюонного катализа [c.254]

Если принять это положение, то, наряду с термоядерными реакциями (16.1.2), можно рассмотреть альтернативные способы их реализации, в частности, бридер на основе мюонного катализа. [c.255]

Суть схемы такого МК-бридера, предложенной в работе [6], состоит в следующем. Пучок ускоренных дейтронов с энергией Е = 1,6 ГэВ направляется на мишень из лёгких элементов (Li, Be, С), в которой рождаются пионы в ядерных реакциях [c.255]

Концептуальная схема МК-ИИН представлена на рис. 16.4.1 [7]. (Эта схема очень похожа на схему МК-бридера.) Пучок ускоренных дейтронов с энергией 1 ГэВ/нуклон направляется на литиевую мишень, представляю-шую собой проточный цилиндр длиной 1,5 м и диаметром 1,5 см. Литиевая мишень помещена внутри соленоида длиной Ими диаметром 80 см со средним полем 7 Тл и магнитными зеркалами 17 Тл. Существенная часть ( 60%) рождающихся тг вылетает в заднюю полусферу и распадается в мюоны согласно реакции (16.3.2). Из этих мюонов 11 % останавливаются в синтезаторе с объёмом 5 л, где в плотной смеси дейтерия и трития каждый из них катализирует 100 реакций dt-синтеза (16.2.2), т.е. освобождает 100 нейтронов с энергией 14,1 МэВ. [c.256]

В технологии топливного цикла большое значение имеет то обстоятельство, работает ли реактор как конвертер (преобразователь). В реакторе используются вос-производ.я щие материалы и- или торий. Они превращаются в горючее под действием нейтронов, избыточных по сравнению с количеством, необходимым для поддержания процесса деления. Любой реактор, в кото-ро.м в качестве горючего используется слабообогащен-ный уран, является реактором-конвертером, причем при поглощении нейтронов образуется плутоний. Важным примером реактора-конвертера является реактор для производства плутония, в котором в одних и тех же тепловыделяющих элементах (твэлах) из естественного урана расходуется и образуется плутоний. Конверсия имеет огромное значение для экономии горючего в энергетических реакторах. Наиболее совершенным реактором-конвертером является реактор-размножитель (бридер) он производит по меньшей мере столько же горючего, сколько потребляет. Принципиально возможны два цикла размножения в одном из них используется в качестве горючего а в качестве воспроизводящего материала — торий, а в другом в качестве горючего применяется Ри- , а в качестве вос- [c.16]

Можно продолжать перечисление примеров влияния ядерной техники и технологии на смежные и удаленные области науки и техники бесконечно. В заключение этого по необходимости краткого и, по-видимому, вкусового перечисления отметим многообещающий метод автоматической оценки образа, разработанный в ядерной энергетике для определения количественных результатов контроля облученных ТВЭЛов, в частности контроля пористости ТВЭЛов реакторов-бридеров после сильного облучения. В настоящее время эта технология применяется [1] на упаковочных линиях для неразрушающего контроля иных видов топлива и для получения других материалов и изделий. [c.26]

EBR-II, Национальная станция испытания реакторов, Айдахо, США 48% и 235 Нет Натрий 62,5 (3,7-1015) быстрые нейтроны Экспериментальный бридер на быстрых нейтронах [c.472]

В табл. 8.16 [629] приведены показатели возможного в будущем мощного производства жидкого водорода (транспортирование — танкерами). Схема основана на использовании бридеров, базирующихся на атолле в Тихом океане. В ней 10 реакторов частично НТГР, так что система может иметь коэффициент воспроизводства, равный единице. Воду для охлаждения предполагается закачивать из глубинных слоев, например при 10 °С, и выбрасывать при температуре поверхности океана, например 20 °С, так что не будет теплового выброса или теплового загрязнения, несмотря на то, что выбрасывается 40 % подводимого тепла. Лагуну атолла можно использовать как химический бак для экстракции урана из охлаждающей [c.427]

Замыкание топливного цикла при использовании реакторов на тепловых нейтронах не решает проблемы принципиального улучшения эффективности использования топлива даже в случае жидкосолевых ториевых бридеров и конверторов с внешним источником нейтронов — но причине неудовлетворительного баланса нейтронов при делении ядерного топлива в тепловом спектре нейтронов. [c.166]

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]

Вид топлива Давление гелия в первом контуре, бар X Средняя объёмная плотность энерговыделения кВт/л Коэффициент воспроизвод- ства Время удвоения плутония в бридерах [c.206]

Авторы [71] также отмечают, что внедрение гелиевых бридеров с нитридным топливом на основе природного азота экономически целесообразно уже на современном этапе. При использовании же обогащённого по N нитридного топлива гелиевый бридер обеспечивает время удвоения горючего менее 4 лет при времени задержки во внешнем цикле = 0,5 года, и менее 6 лет, при Твн = 2,0 года. Коэффициент воспроизводства плутония достигает значения 1,89 с экранами из обеднённого металлического урана. Наработка избыточного плутония на развитие тепловых реакторов составляет (400 -ь 600) кг Ри/ГВт(э) год от 10% до 5%, что примерно в 4 раза превыша- [c.209]

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]

По оценкам экспертов проблема бридинга в промышленных масштабах в этом столетии неактуальна, а вместе с ней и многочисленные проекты бридеров, включая и МК-бридер. Вместе с тем в различных областях науки и техники (материаловедение, радиационная стойкость и др.) необходи- [c.255]

В США и других странах, где стоимость ископаемог. топлива высока, электрическая энергия, получаемая при делении ядер в обычных реакторах (не бридерах), скоро будет по своей стоимости конкурировать с электроэнергией, получаемой при сжигании ископаемых топлив (уголь, нефть и газ). Это будет справедливо только для больших ядерных энергетических реакторов, т. е. таких реакторов, которые могут производить более 500—400 млн. кет электроэнергии. Вопрос заключается только во времени, ибо производство ядерной энергии и будущем станет конкурировать со всеми другими спо собами получения электрической энергии, особенно ког-ла начнут использоваться реакторы-размножители. Большое число ядерных энергетических реакторов, применяемых для мирных целей, уже действует во многих странах. [c.98]

Реакторы-размножители (бридеры). В каждом реакторе, работающем на природном уране, по мере выгорания образуются новые расщепляющиеся материалы. Если реактор (такого типа, как Х-10) производит Ри со скоростью, которая лишь немногий меньше скорости расходования он называется конвертером (или бридером). Конверсия такого рода может оказаться очень полезной для накопления запасов ядерного горючего, особенно если скорость накопления нового вида топлива превышает скорость расходования урана. В этом случае весь процесс называют размножением. Реактор может служить размножителем только в том случае, если т], число нейтронов, которое образуется при поглощении одного нейтрона расщепляющимся материалом, превышает два один нейтрон необходим для поддержания цепной реакции и по крайней мере еще один (реально несколько больше 1) должен обеспечивать накопление нового расщепляющегося материала. Значения т) для наиболее важных расщепляющихся материалов — U , Ри и — приведены в табл. 28 для быстрых и тепловых v = 2,2-10 см1сек) нейтронов. Там же указаны значения V (среднее число нейтронов, испускаемое при делении), (сечение реакции деления), Ос сечение п, у-реакции) и отношение а = Ос/а . Как следует из данных табл. 28, т] всегда заметно меньше, чем v, так как для всех трех расщепляющихся изотопов характерны довольно значительные сечения радиационного захвата нейтронов [по реакции (п,у)], особенно [c.479]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология