Гомогенные реакторы горючее

В зависимости от способа взаимного расположения горючего и замедлителя в активной зоне реакторы на тепловых нейтронах могут быть гетерогенного или гомогенного типа. В гетерогенном реакторе горючее размещено в замедлителе в виде включений тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) той или иной формы. В гомогенном реакторе горючее и замедлитель образуют более или менее однородную смесь. [c.613]

На рис. 10.1 приведены значения коэффициента теплового иснользования и вероятности нейтрону избежать резонансного поглощения для гомогенных сред из естественного урана и графита. Максимальная величина произведения этих двух величин (пунктирная кривая) 0,59, что гораздо меньше минимального значения, оцененного выше. Таким образом, гомогенный реактор с оптимальным отношением замедлителя к горючему — система подкритическая. Однако гетерогенная структура из этих материалов может быть сделана критической. Это достигается главным образом увеличением вероятности нейтрону избежать резонансного поглощения, если однородное распределение заменить блочным. [c.464]

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]

Создание конкурентоспособных энергетических реакторов будет зависеть от обеспечения возможности получения с помощью таких реакторов большего количества энергии в короткий срок с использованием минимального количества ядерного горючего. Поэтому имеется тенденция к использованию более высокообогащенного топлива для обеспечения большей свободы при выборе конструкционных материалов, что, как надеются, позволит работать при более высоких температурах и с большей эффективностью превращать ядерную энергию в электрическую. Интенсификация работы реактора приведет к более быстрому обогащению ядерного горючего. Использование более дорогого обогащенного ядерного горючего ограничивает возможность пребывания его в течение длительного времени вне реактора, что также требует сокращения времени переработки. Очевидным решением этого вопроса является осуществление некоторых операций по переработке горючего непосредственно в процессе работы реактора. Этот вопрос уже исследуется, особенно для гомогенных водных реакторов и реакторов с жидко-металлически.м горючим. К сожалению, в случае гомогенных реакторов возникает ряд несовместимых проблем, и для высокотемпературных реакторов твердые тепловыделяющие элементы, по-видимому, являются более перспективными. Для таких реакторов трудно осуществить непрерывные процессы, но возможно. [c.256]

Если облученный материал не подвергается металлургической переработке, то степень его очистки может быть меньшей. Например, химическая обработка раствора ядерного горючего из активной зоны гомогенного реактора сводится к поддержанию на определенном уровне нейтронных ядов, главным образом редкоземельных продуктов деления, и продуктов коррозии аппарата. Содержание этих ядов надо уменьшить только в 10—20 раз, после чего ядерное горючее возвраш,ают обратно в реактор вместе с добавкой свежего делящегося материала [4]. [c.30]

В отличие от гетерогенных в гомогенных реакторах ядерным горючим является, например, уранил-сульфат (90% раство- [c.251]

Реакторы, в которых горючее и замедлитель составляют однородную смесь, носят название гомогенных реакторов. Ниже описан один из таких реакторов, в котором критическая масса ядер-иого горючего—урана-235 составляет всего лишь 800 г. В активной зоне реактора находится раствор в тяжелой воде сульфата сильно обогащенного урана (на 6 ч. 1 ч. Раствор помещен в сферический контейнер, который окружен защитой, состоящей из свинца (10 см), кадмия (несколько миллиметров) и бетона (150 см). Реактор охлаждается водой, циркулирующей по трубам в форме змеевика, расположенного внутри контейнера. Управляющие стержни изготовлены из кадмия. Интересная особенность реактора заключается в том, что цепная реакция поддерживается в нем на заданном уровне без помощи регулирующих стержней. Это связано с изменениями коэффициента размножения нейтронов даже при незначительных колебаниях концентрации ядерного горючего. При повышении температуры концентрация ядерного горючего уменьшается вследствие его теплового расширения, вызывая уменьшение коэффициента размножения и прекращение цепной реакции, до тех пор пока температура раствора урана не понизится до расчетного значения. [c.254]

Из приведенных примеров видно, что существуют различные типы реакторов, отличающиеся по степени обогащения горючего, расположению горючего (гетерогенные и гомогенные реакторы), виду замедлителя (тяжелая или легкая вода, графит, бериллий), способу охлаждения (вода, газ, жидкие металлы) и т. д. [c.255]

Несомненным достоинством гомогенных реакторов является также отсутствие тепловыделяющих элементов (изготовление их всегда связано с известными трудностями) и более простая химическая обработка горючего. [c.262]

Значительная часть реакторов для проведения гомогенных реакций в газово фазе имеет свою специфику, так как реакции могут протекать в пламени (например, синтез соляной кислоты, парциальное окисление метана и т. д.). К этой категории реакторов можно отнести также различные типы горелок для жидкого и газообразного горючего. [c.80]

Парокислородная и паро-кислородо-возд тор в современных реакторах подается гомогенная смесь реагентов при температуре 450-600°С. Необходимо обеспечить условия, при которых эта горючая смесь не воспламеняется до подачи на катализатор. [c.103]

Большинство органических веществ в процессе испарения капель сточной воды полностью переходит в паровую фазу. В отличие от них органические соединения металлов чаще всего полностью не испаряются, а лишь подвергаются термическому разложению с образованием конденсированных частиц, в которых могут содержаться горючие вещества (кокс, высокомолекулярные органические соединения), окисляющиеся в дальнейшем по законам гетерогенных реакций. Эти реакции протекают значительно медленнее гомогенных газовых, поэтому успешное протекание процесса огневого обезвреживания сточных вод, содержащих органические соединения металлов, будет возможно только при более жестких условиях организации процесса и снижения удельных нагрузок реакторов. [c.83]

В Государственном институте азотной промышленности МХП СССР было показано, что без гетерогенно-каталитического зарождения на стенках гомогенные реакции невозможны даже в условиях нагрева газовой смеси нри адиабатическом сжатии до температур выше 1000°. Объектом исследования была реакция окисления метана. Опыты сначала проводились без предварительного подогрева реактора. Наблюдающийся при этом некоторый нагрев поверхности оказался недостаточным реакция пошла только после предварительного нагрева стенок сосуда до 400—450°. Отсюда следует, что без зарождения на стенках сосуда гомогенное окисление метана невозможно зарождение осуществляется на нагретых стенках реактора. Без зарождения реакция начинается только при 1200° за счет разогрева горючей смеси при адиабатическом сжатии. [c.371]

За исключением реакторов, работающих на гомогенном горючем, большинство современных исследовательских и энергетических реакторов используют уран в металлическом состоянии в виде сплава или чистого металла. Металлический уран можно получать высокотемпературным восстановлением галогенидов или окислов электролизом расплавленных солей или реакцией с активными металлами. Обычно металлический уран получают восстановлением его тетрафторида кальцием или магнием. [c.108]

Обработка горючего гомогенного водного реактора методами ионного обмена была описана в разделе 10.3.5. [c.161]

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]

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]

Известно большое число методов переработки облученного Я. г. Онп могут быть подразделены, прежде всего, на непрерывные и периодические. Непрерывные методы разработаны в основном в комплексе гомогенных реакторов, горючее к-рых непрерывно поступает на регенерационную установку II возвращается в активную зону реактора, освобожденное от осколков деления. С этой целью могут, быть нспользованы как водные методы — сорбция, экстракция, так и неводные методы — экстракция расила-вамп, К процессам непрерывной очистки Я. г. могут быть отнесены также отгонка осколков в газовую фазу непосредственно при продувке активной зоны и удаление осколков пз циркулирующей жидкой фазы горючего дисперсионного типа. [c.540]

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]

Торий легко дает сплавы с многими металлами и образует многочисленные интерметаллические соединения, например с Ре, Со, N1, Аи, Ag, Hg, Ве и т. д. Раствор ТЬзВ15 в расплавленном висмуте предложен в качестве горючего гомогенного реактора. [c.498]

Производились также детальные исследования системы уран — висмут, причем обнаружено соединение изВ15. 0,06—0,1% раствор в жидком висмуте предложен для использования в качестве горючего гомогенного реактора. [c.513]

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]

Серьезная проблема удаления газообразных отходов возникает в связи с работой атомных реакторов на жидком горючем. В процессе работы из раствора горючего непрерывно выделяются газообразные продукты деления. К ним относятся изотопы с очень коротким периодом полураспада (и, следовательно, имеющие высокую удельную активность), которые распадаются в твэлах задолго до их переработки. Наиболее удачной иллюстрацией этой проблемы может служить работа опытного гомогенного реактора (НЕТ, или НРЕ-2) в Ок-Ридже. В состав газов, выделяющихся из реакторного горючего, входят пар, дейтерий и кислород как продукты радиолиза воды, а также газообразные и летучие продукты деления. Эта смесь проходит последовательно через ловушку для иода, рекомбинатор воды, конденсатор и ряд колонок, занолненных древесным углем. Ловушка для иода, представляющая собой слой проволочной сетки, покрытой серебром, не является абсолютно необходимой для очистки отходящих газов, поскольку иод эффективно сорбируется древесным углем. Важной функцией ее является защита катализатора в рекомбинаторе от отравления иодом. В рекомбинаторе продукты радиолиза превращаются в водяной пар, а небольшой поток кислорода увлекает криптон и ксенон в колонки с древесным углем, в которых не происходит улавливания газов, но их прохол< дение замедляется до такой степени, что короткоживущие изотопы распадаются еще до того, как смогут выйти наружу. Единственным радиоактивным элементом, достигающим выпускной трубы, является Кг . [c.322]

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]

Если учесть все ограничения, накладываемые на системы водного горючего, то наиболее удовлетворительным окажется раствор уранилсульфата. Этот раствор обладает достаточной радиационной стойкостью, а поглощение нейтронов анионом мало. Раствор уранилсульфата применялся в опытном гомогенном реакторе и является перспективным горючим для двухзонального реактора-размножителя. В первом опытном гомогенном реакторе (HRE) в качестве горючего применялся 0,17 AI раствор сульфата уранила в природной воде. Во втором реакторе (HRE-2, или HRT) концентрация горючего менялась в зависимости от условий работы, в частности от температуры. Типичный состав горючего следующий 0,04 М раствор уранилсульфата в тяжелой воде с добавкой 0,03 М H2SO4 для устойчивости фаз и 0,04 М раствора сульфата меди для подавления газовыделения (см. раздел 14.3). Концентрация урана в растворах активной зоны гораздо ниже (менее 5 г л или 0,02 М раствор), поэтому критическая температура растворения значительно выше минимума, соответствующего двухфазной области (см. рис. 6.1). Такой раствор нестоек, и, если не добавлять H2SO4, гидролизуется с выпадением осадка UO3. Добавка кислоты повышает также температуру образования второй жидкой фазы. Следует признать, что разделение фаз может иметь место даже тогда, когда условия работы реактора неблагоприятны для этого. Полагают, что причиной нестойкости раствора горючего при определенных условиях работы реактора HRT являются местные перегревы. [c.370]

Для успешной работы реакторов-размножителей на тепловых нейтронах после непродолжительного пребывания в реакторе горючее должно перерабатьшаться с целью предотвратить излишнее отравление его продуктами деления и продуктами коррозии. Преимущество циркулирующего жидкого горючего заключается в том, что оно может непрерывно извлекаться и заменяться новым. Для эффективного использования гомогенного горючего оно д,олжно циркулировать от реактора к ячейке непрерывной переработки горючего и обратно, причем, кроме очистки от нежелательных примесей, никаких изменений оно претерпевать не должно. Если горючее перерабатывается ие при больших давлениях, характерных для реакторных систем, то отводной поток, предназначенный для переработки, возвращается в реактор с помош,ью насосов высокого давления. Переработку горючего вполне можно проводить обычными методам , например экстракцией. Но при этом требуется определенный период охлаждения для значительного снижения уровня активности продуктов деления. [c.384]

Применение ионного обмена к обработке горючего водного гомогенного реактора было предложено Фергюсоном [88]. В водном гомогенном реакторе рассматриваемого типа активная зона состоит из раствора 1123 02504 в тяжелой воде, окруженной зоной воспроиз1Водства, которая содержит торий, например взвесь окиси тория в воде. [c.156]

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]

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]

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]

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]

Гомогенный опытный реактор HRE в Ок-Ридже работал ири различных температурах с четырьмя концентрациями меди в горючем. Наблюдавшееся уменьшение количества выделившихся радиолитических газов хорошо согласуется с расчетными данными, получен иыми по приведенному выше уравнению, и с экснери-ментальными значениями си в пределах точности, с которой известно распределение температур в активной зоне реактора. Полное подавление газовыделения наблюдалось при достаточно низких мощностях реактора или достаточно высоких концентрациях меди. Практически применение рекомбинации на медном катализаторе [c.379]

В некоторых реакторах делящийся материал равномерно распределяется в среде замедлителя. В качестве примеров можно привести гомогенные водные реакторы и реакторы с импрегни-рованным графитовым горючим. Для химической переработки топлива применяются реакторы на тепловых нейтронах с низким отношением делящегося вещества к другим составляющим активной зоны. Делящееся вещество может быть смешано с большим количеством топливного сырья, как например в природном уране, или разбавлено другим веществом, например алюминием. Если же применяется обогащенное топливо или чистое делящееся вещество, то загрузка делящегося материала для создания критических параметров и соответствующая общая загрузка топлива в систему значительно снижаются по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. [c.24]

Гомогенный пиролиз, заключаюшийся в разложении сырья в потоке горячих топочных газов. Реактор состоит из топки, смесителя, реакционной камеры и закалочного устройства. В топку подают горючий газ (Нг, СН4) и кислород при сгорании развивается температура около 2000°С. Тогда вводят в смесйтель исходное сырье и в реакционной камере при времени контакта около 0,001 с осуществляют пиролиз. Для закалки в реакционные газы вбрызгивают водный конденсат. Этот метод довольно широко применяется в промышленности. [c.103]