Нейтроны жидком горючем

Хотя в большинстве атомных реакторов в качестве горючего применяются твердые тепловыделяющ,ие элементы, имеется целый ряд причин для использования жидкого горючего, особенно в энергетических реакторах-размножителях на тепловых нейтронах. Поэтому наибольшие усилия направлены на разработку жидкого горючего именно для реакторов этого типа, хотя применение его не ограничивается только такими реакторами. [c.367]

Я. р. имеют активную зону, содержащую ядерное горючее и в-во, замедляющее нейтроны до скоростей, при к-рых протекает цепная ядерная р-ция (обычно вода, графит, тяжелая вода) контур, обеспечивающий отвод выделяющейся тепловой знергии благодаря циркуляции теплоносителя (вода, орг. жидкость, жидкий металл или газ) систему управления реакторам ряд функциональных систем обеспечения бесперебойной и безопасной работы. [c.725]

Др. путь использования Я. р.— инициирование хим. р-ций с помощью v-излучения, сопутствующего делению ядерного горючего. Для проведения таких процессов перспективны радиационно-хим. реакторы, в радиац. контуре к-рых циркулирует в-во, активируемое нейтронами и излучающее 7-кванты вне активной зоны реактора в среде хим. реагентов. Источником -излучения может служить индий-галлиевый сплав, а также теплоноситель реактора, напр, расплав натрия. Более мощные потоки 7-и.злучения получ. в радиац. контурах с делящимися рабочими,в-вами — жидкими, твердыми или газообразными. Разрабатывается проект реактора с циркулирующим тв, топливом. [c.725]

Промышленное производство тяжелой воды осуществляется концентрированием ее в остатке электролита после электролитического разложения природной воды или при фракционной перегонке жидкого водорода. В год получают сотни тонн тяжелой воды. Это очень важное промышленное сырье замедлитель быстрых нейтронов при расщеплении урана в ядерных реакторах и источник термоядерного горючего. При термоядерной реакпии превращение 1 г дейтерия может дать энергии в 10 млн. раз больше, чем сгорание 1 г угля. Последнее особенно важно в связи с постоянным сокращением запасов ископаемого топлива нашей планеты ведь энергетический потенциал тяжелой воды практически неисчерпаем. Запасы ее во всем Мировом океане составляют колоссальную величину — около 1000 квадрильонов т (10 т). [c.21]

Ранее при работе с облученным горючим основное внимание обращалось на максимально полное удаление продуктов деления из регенерированных урана и плутония. С появлением реакторов с жидким ядерным горючим в комплексе с непрерывно действующими установками по его переработке и по мере разработки способов дистанционного приготовления твердого горючего это положение теряет свое значение. Тем не менее радиоактивность продуктов деления всегда надо поддерживать на возможно низком уровне, с тем чтобы до минимума свести выход радиоактивных веществ в окружающую среду в случае аварии реактора. Помимо радиоактивных веществ должны также удаляться нейтронные яды, а из горючего реакторов-размножителей на быстрых нейтронах должны также извлекаться продукты деления, неблагоприятно влияющие на стабильность тепловыделяющих элементов. За исключением Хе с его высоким поперечным сечением поглощения нейтронов, только стабильные и долгоживущие продукты деления, накапливающиеся до высоких концентраций, могут рассматриваться как нейтронные яды. [c.88]

Следовательно, при температуре 900° полоний, образующийся при нейтронной бомбардировке висмута, будет отгоняться вместе с висмутом. Вакуумная дистилляция, видимо, особенно пригодна для удаления разбавителя из горючего, представляющего собой, например, смесь порошка урана и жидкого натрия. [c.177]

Графит представляет большой интерес как конструкционный материал и замедлитель для ядерных реакторов [1—3]. Широкому применению способствуют его невысокая стоимость, легкость механической обработки, малое сечение захвата нейтронов и хорошая замедляющая способность, достаточно высокие механические свойства при комнатной и повышенных температурах, а также высокая химическая устойчивость в среде газовых и жидких теплоносителей. Наиболее серьезные требования относительно газоплотности и связанной с ней способностью задерживать газообразные и аэрозольные продукты распада ядерного горючего предъявляются к графиту при конструировании реакторов с газообразным теплоносителем. [c.7]

Прямое превращ. ядерной знергии в химическую может осуществляться в т. и. хемоядерных реакторах, в к-рых активная зона заполнена урансодёржащими металлич. волокнами или листами фольги толщиной 0,3—10 мкм. В-ва, транспортирующиеся между волокнами или листами фольги, вступают в хим. р-цию благодаря энергии излучения и отводят выделяющуюся тепловую энергию, к рая м. б. преобразована в электрическую или использована непосредственно. Возможно применение газообразного или жидкого горючего реагенты в этих случаях смешиваются с горючим. Продукты хим. р-ции выводятся из реактора через спец. устр-ва. Вследствие сложности отделения продуктов хим. р-ции от радиоакт. осколков деления и искусств, радиоакт. элементов, образующихся при поглощении нейтронов реагирующими в-вами, промышл. хемоядерные реакторы пока не построены. В лаб. масштабах изучены фиксация N2 из воздуха, получ. Нг при радиолизе воды, синтезы озона и гидразина и др. Радиационно-хим. выход для таких реакторов, т. е. число молекул, образующихся при поглощении энергии 100 МэВ, составляет от 2 до 30. [c.725]

Реакторы часто различаются по замедлителю и теплоносителю, в связи со значением последних в технологии реакторных материалов. Замедлитель уменьшает энергию нейтронов, а теплоноситель, циркулируя в реакторе, отбирает выделяющееся тепло. В качестве теплоносителей применяются вода, жидкие металлы (например, натрий), газы (например, воздух, углекислый газ, гелий). Жидкое горючее (см, гл. 14) также может циркулировать в реакторе и отводить тепло, освобождающееся при делении. Совершенно очевидно, какое большое значение имеют возможные реакции теплоносителей с другими реакторными материалами, такими, как горючее, замедлитель, конструкционные материалы. Реактор называется гомогедшМд. е ДН-ХО Л чее и замед- [c.17]

Наиболее очевидные преимущества жидкого горючего — отсутствие затрат на приготовление твэлов н растворение их при химической переработке, а также возможность непрерывного удаления из горючего некоторых продуктов деления и непрерывной замены горючего. Все это создает определенные преимущества для реакторов, имеющих сверхмощные нейтронные потоки. Большое значение имеет также то обстоятельство, что жидкое горючее само может являться теплоносителем. Циркуляция горючего из активной зоны реактора к парогенератору (или другому поглотителю тепла) не создает трудностей в выборе д1атериалов реактора, обеспечивает высокие скорости теплоотвода и, следовательно, получение большой мощности с единицы веса горючего. Упрощается также контроль за горючим. Повышение скорости деления приводит к возрастанию скорости тепловыделения, что, в свою очередь, вызывает термическое расширение горючего. В результате часть горючего [c.367]

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]

Эта группа процессов включает в себя шлакование, экстракцию расплавленными солями, дистилляцию, экстракцию жидкими металлами и т. д. Эти процессы заслуживают внимания ввиду высокой стоимости производства металлических тепловыделяющих элементов из продуктов гидрометаллургической переработки. Поскольку пирометаллургические процессы имеют невысокую эффективность очистки, их удобнее всего применять для таких тепловыделяющих элементов, которые могут быть легко изготовлены дистанционно с помощью, например, простой отливки. Применение этих процессов будет зависеть главным образом от решения технических проблем изготовления тепловыделяющих элементов. Интересно отметить, что наибольший прогресс был достигнут при изучении переработки жидкого горючего из сплава урана с висмутом в Брукхевене (США) и для тепловыделяющих элементов в виде стержней реактора на быстрых нейтронах в Аргонской национальной лаборатории (США). Пирометаллургические процессы, которые проводятся при очень высоких температурах, такие как шлакование урана, по-видимо-му, больше всего подходят для периодической обработки небольших количеств горючего, как например горючего реактора на быстрых нейтронах. [c.262]

Химическая стойкость висмута, способность рассеивать тепловые нейтроны, широкая область температур, в которой он находится в жидком состоянии (Т = = 271 °С, Тк = 1560 °С), позволяют широко использовать в ядерной технике его сплав с ураном. Уран выполняет в данном сплаве функщио горючего, а висмут — жидкометаллического теплоносителя. При этом удается при низких давлениях достичь необ- [c.12]

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]

Температуры плавления урана и плутония могут быть кнжены добавкой определенных металлов. Некоторые Етектические составы приведены в табл. 14.2. Все же плавы урана для современной технологии имеют слиш- .ом высокие температуры плавления, в то время как сплавы плутония достаточно легкоплавки. В Лос-Аламосской лаборатории изучалась возможность использования расплавленных плутониевых сплавов в качестве циркулирующего горючего реактора-размножителя па быстрых нейтронах. Первым реактором, построенным для проверки этого типа горючего, явился Лос-Аламос- К 1Й опытный реактор на жидком плутониевом сплаЕ(> ьАМРКЕ [6]. В этом реакторе л- елезо-плутониевый сплав [c.390]

Можно использовать нейтроны и у-излучение непосредственно в реакторе, если прокачивать облучаемый материал через зону реактора. Однако и в этом случае нейтроны создают радиоактивные загрязнения, активируя атомы облучаемой смеси. В другом варианте нейтроны ядерного реактора активируют теплоноситель, транспортируемый к реагирующим компонентам. Если в качестве теплоносителя применять жидкий натрий, то натрий активируется, проходя через реактор под действием потока нейтронов возникает радиоактивный натрий-24 (с периодом полураспада 15 ч), который излучает у-кванты с энергией 1,37 и 2,75 Мэе. Вне реактора излучение радиоактивного натрия можно использовать для инициирования различных химических процессов. Этот метод предпочтительнее, поскольку продукты химических превращений не загрязняются радиоактивными изотопами и режим действия реактора не нарушается. Для получения долгоживущих изотопов используют нейтронное излучение при активации стабильного изотопа соответствующего элемента, помещенного в активную зону реактора. Так, например, получают кобальт-60 из кобальта-59. Тепловыделяющие элементы реактора (стержни) периодически заменяются. При извлечении из активной зоны они очень радиоактивны. Интенсивность излучения быстро уменьшается в результате распада короткожи-вущих изотопов. В это время стержни можно непосредственно использовать как интенсивный источник радиации. Практически срок использования излучения стержней составляет 3- месяца. После того как большая часть короткоживущих изотопов распадается, стержни поступают на химическую переработку для повторного извлечения горючего и очистки их от продуктов деления с большими периодами полураспада. Смесь продуктов деления, имеющая значительный уровень радиации, также может длительное время служить источником излучения. В конечном счете из этой смеси выделяются отдельные радиоактивные изотопы, такие, как цезий-137 и стронций-90, которые служат хорошими источниками - и у-излучения. [c.28]

В настоящее время введено в эксплуатацию большое число исследовательских ядерных реакторов различных типов, не говоря о реакторах, предназначенных только для производства электроэнергии и расщепляющихся материалов. В каталоге за 1962 г. [13] число действующих исследовательских и испытательных реакторов значительно превышало 200. Почти во всех из них в качестве горючего используется уран либо в видр природной смеси изотопов, либо обогащенный изотопом уран можег быть изготовлен в виде пластин, стержней, небольших блоков из металла или сплава, в виде таблеток из окиси урана или же в виде раствора какой-либо соли урана. Кроме того, действует и несколько реакторов, работающих на плутонии-239. Поскольку большинство исследовательских реакторов работает на тепловых нейтронах, осуществляющих цепную реакцию, все они содержат в себе замедлители — вещества, назначение которых состоит в замедлении быстрых нейтронов, испускаемых при делении (средняя энергия нейтронов деления равна - 2,5 Мэв, наиболее вероятная энергия составляет 0,6 Мэе), до тепловых энергий. Желательно, чтобы замедлители обладали малым массовым числом и низким сечением поглощения нейтронов в качестве замедлителей обычно применяется вода,, тяжелая вода, графит и бериллий. Огромное количество тепла, создаваемое ценным процессом деления, должно быть отведено из реактора по этой причине все реакторы — исключая самые маломощные — оснащены эффективной системой охлаждения. В качестве охладителей используется также целый ряд веществ вода, тяжелая вода, воздух, углекислый газ и жидкие металлы. Реакторы, в которых одно и то же вещество выступает в роли как охладителя, так и замедлителя, часто оказываются наиболее экономичными. [c.376]