Реактор на быстрых нейтронах

Жидкие металлы используют в технике в качестве нагревающей среды при термической обработке металлов (РЬ), для охлаждения клапанов двигателей внутреннего сгорания (Ма — рис. 102), в качестве теплоносителя в котлах бинарного цикла (Hg—Н2О) и в ядерных реакторах, особенно в реакторах на быстрых нейтронах (Ыа, К, N3 + К, Ьг, Оа Н , 5п, В1, РЬ, РЬ + В и др.). [c.142]

Широкое развитие ядерной энергетики — основной путь преодоления энергетического кризиса. Предполагается, что к концу нашего века доля ядерного топлива в мировой структуре топливного баланса может составить около 20%, а к 2100 г. — до 60%. Развитие ядерной энергетики определяется прежде всего возможностью полного использования природных урановых месторождений пока что на атомных электростанциях, в реакторах на тепловых нейтронах потребляется большей частью уран-235, содержание которого в природных рудах не более 0,7%. Остальные 99,3% приходятся на долю неделящегося изотопа — урана-238, который непосредственно не может служить ядерным горючим. Однако уран-238 уже используется в урановых реакторах на быстрых нейтронах. где он превращается в новое искусственное ядерное горючее— плутоний-239. Наиболее эффективно сочетание реакторов на медленных нейтронах, использующих уран-235, с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах, использующими уран-238, в которых нарабатывается плутоний-239. В таких системах ядерное горючее отдает в 20—30 раз больше энергии, чем в обычных ядерных реакторах, и привлекаются к использованию большие запасы бедных урановых руд. [c.35]

Приведенное в табл. 3 значение поперечного сечения захвата тепловых нейтронов Оу (в барнах) характеризует степень ослабления их пучка вследствие поглощения и рассеяния атомами рубидия и цезия. Среди щелочных металлов рубидии обладает наименьшей величиной Оу. равной 0,73 барн. Для сравнения следует указать, что резонансное поперечное сечение захвата тепловых нейтронов природной смеси изотопов кадмия равно 8000 барн, у гадолиния— 45 000 барн. Низкое значение вели чины Оу для рубидия позволяет рекомендовать этот металл для использования его в сплавах с калием и натрием в качестве теплоносителя на атомных электростанциях с реактором на быстрых нейтронах. В этих реакторах нельзя применять обычную или тяжелую воду, так как введение в активную зону вещества с сильным замедляющим действием уменьшило бы энергию нейтронов и ухудшило бы воспроизводство горючего. [c.78]

Следует подчеркнуть, что применение мембранного разделения для этих целей изначально рассматривалось в качестве альтернативы другим традиционным способам разделения — ректификации, абсорбции, адсорбции. Так, мембранное разделение изотопов урана с получением обогащенного гексафторидом урана ( иРб) потока используется в промышленном масштабе с 40-х годов нашего столетия [35]. Кроме того, этот метод используется для выделения радиоактивных изотопов благородных газов из ретантов заводов по переработке ядерного горючего, из защитной атмосферы ядерных реакторов на быстрых нейтронах и т. д. [99]. [c.314]

В нашей стране и за рубежом ведутся большие работы по созданию реакторов на быстрых нейтронах, которые позволяют использовать все запасы урана, что резко увеличивает ресурсы и исключает проблему обеспечения АЭС горючим. [c.186]

Овладение процессом деления ядер привело к созданию В 50-Х годах XX в. ядерной энергетики. Новым этапом в ее развитии явилось использование реакторов на быстрых нейтронах. В реакторы на быстрых нейтронах загружают природный уран (может быть [c.73]

Создание реакторов на быстрых нейтронах позволит использовать не только природные ресурсы изотопов урана, расширенно воспроизводить ядерное горючее, но и применять в будущем то-рт 1-232 [c.74]

Металлический натрий используется в теплоносителях для атомных реакторов на быстрых нейтронах, а также в химических производствах, где требуется равномерный обогрев в пределах 450— 650 "С. [c.258]

Таким образом, торий может явиться важным стратегическим сырьем. Перспективно использование изотопа в реакторах на быстрых нейтронах, так как это дает возможность полностью реализовать атомное сырье. [c.76]

В 1954 г. в СССР была пущена первая в мире атомная электростанция на ядерном горючем. В настоящее время построены и строятся мощные ядерные электростанции. В 1958 г. введен в действие ядер-ный реактор на быстрых нейтронах. В 1959 г. началась эксплуатация атомного ледокола Ленин . Использование ядерных реакторов в качестве мощных паросиловых установок в Советском Союзе расширяется с каждым годом. [c.76]

Описанный метод использован нами для расчета параметров потока в проточной части 1-й ступени турбины высокого давления мощностью 1000 Мет (ТВД-1000) АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Характеристики проточной части ТВД-1000, определенные на основании Н — 5-диаграммы [413], представлены в табл. 4.14. Результаты численного исследования течений МгО в сопловом аппарате 1-й ступени ТВД-1000 приведены в табл. 4.15. В вычислениях принято, что проточная часть соплового аппарата является каналом конической формы. [c.170]

При натриевом пожаре на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах тепловым воздействиям подвергаются строи- [c.117]

Наиболее распространенным типом реакторов является реактор на тепловых нейтронах, в котором для поддержания цепной реакции в качестве топлива может использоваться природный уран, содержащий примерно 0,72% радиоактивного урана-235. Реакторы на быстрых нейтронах способны работать лишь на обогащенном радиоактивном топливе. Гетерогенные реакторы содержат достаточно большое (сверхкритическое) количество делящегося материала, причем избыточные нейтроны замедляются введенными на определенную глубину регулирующими стержнями, поглощающими нейтроны. [c.551]

За исключением Канады, где ядерная энергетическая программа базируется иа топливном цикле с использованием природного урана, увеличение ядерных мощностей во всех других странах практически полностью основано на легко-водных реакторах, использующих обогащенный уран. До 2000 г. ролью реакторов на быстрых нейтронах можно практически пренебречь. [c.6]

С помощью методических приемов при использовании приведенной схемы измерений удалось проводить измерения резонансных частот с погрешностью до 0,03% при температуре от -240 до +2500°С и потоках реакторных излучений до 101 нейтрон/(см- с), характерных для активной зоны нормально эксплуатируемого ядерного реактора на быстрых нейтронах. В ряде случаев акустические свойства определяли при температурах, достигавших 0,98 температуры плавления (в абсолютной шкале температур). [c.155]

Трубопроводы группы В — сварные соединения и антикоррозионные наплавки труб и коллекторов, гибы, сварные швы приварки патрубков и труб в местах отводов, сварные швы тройников, переходов, присоединение опор (на трубопроводах систем реакторов на быстрых нейтронах указанный контроль должен осуществляться в зонах отсутствия страховочных кожухов и зонах приварки этих кожухов к трубопроводам). [c.50]

Контроль механических свойств трубопроводов разрушающими методами на вырезанных кусках металла должен проводиться не реже чем через каждые 100 ООО ч эксплуатации для РУ с водоводяным и водографитовыми реакторами и через каждые 50 ООО ч для РУ с реакторами на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. [c.96]

Аустенитные нержавеющие стали. Аустенитные нержавеющие стали (являющиеся основным конструкционным материалом для реакторов на быстрых нейтронах) в несущих конструкциях ВВЭР применяются для следующих основных элементов [c.25]

Расомотрены [99] инженерные аспекты выделения радиоактивных криптона и ксенона из защитной атмосферы (аргон) ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидким натрием в качестве теплоносителя —рис. 8.30. [c.318]

При рассмотрении систем с многими областями с учетом энергетического спектра иейтропов обычно приходится применять численные методы. Для этого были развиты так называемые многогрупповые методы. Многие из них основаны на модели непрерывного замедления нейтронов возрастной теории Ферми. Удобной моделью, разработанной для расчетов реакторов с большим количеством областей, является двугрупповая модель. Различные формы этой модели применялись для расчетов реакторов на тепловых нейтронах и реакторов на быстрых нейтронах. [c.22]

В излагаемой формулировке многоскоростного приближения все столкновения с рассеянием подразделяются на две категории. К первой категории относят все акты рассеяния, которые вызывают существенное изменение кинетической энергии нейтрона. Сечение этих процессов обозначим символом 2 . Ко второй категории мы отнесли все другие случаи рассеяния с относительно малым изменением энергии нейтрона (которым, по-видимому, можно, пренебречь) их обозначим символом 2 . Окончательное решение того, какие из этих процессов рассеяния включить в каждую из этих категорий, определяется, конечно, вероятным энергетическим спектром нейтронов в рассматриваемом реакторе. Нанример, если в системе имеется значительное количество содержащих водород материалов, то тогда по смыслу этого приближения сечение обычного рассеяния 2 на водороде нужно включить в группу сечений, объединяемых символом 2 . Все другие материалы в этой системе должны вызвать относительно малые изменения энергии нейтрона при рассеянии, и сечения рассеяния этих материалов нужно включить, собственно говоря, в группу сечений, обозначаемую символом 2 . С другой стороны, если рассматривается реактор на быстрых нейтронах, то 2,, должно объединить сечения неуиругого рассеяния всех имеющихся материалов, а 2(. — сечения обычного упругого рассеяния. [c.356]

Применение двугрупповой теории к реакторам на быстрых нейтронах. Теперь выведем общее условие критичности для реактора без отражателя на быстрых нейтронах. При этом будем считать, что все групповые константы как для быстрых, так и для медленных нейтронов отличны от нуля. Следовательно, для функций источников в уравнении (8.299) надо использовать общие выражения (8.300) и (8.301). Тогда условия нейтронного баланса примут вид [c.368]

Первые ядерные реакторы на быстрых нейтронах были построены в нашей стране — это Белоярская АЭС, а также АЭС в городе Шевченко. Получение атомной энергии в таких АЭС начинается с превращения в 9зNp и далее в 94Ри. Потом 94Ри подвергается делению, т. е. превращению в осколочные элементы. Чтобы реактор вышел на проектную мощность, нужно, чтобы практически весь Np [Т /2= =2,35 сут) превратился в Ри. Для этого необходимо время, равное десяти периодам полураспада, т. е. около месяца. Кроме того, получившийся Ри надо отделить от оставшегося исходного урана и осколочных элементов. Таким образом, химия работы атомных реакторов очень сложна. [c.229]

Такие требования к развитию ядерной энергетики поставили задачу поиска новых рабочих тел и теплоносителей и более эффективных схем преобразования тепла в АЭС с ядерньши реакторами на быстрых нейтронах., Одним из путей решения этой проблемы может быть применение в качестве теплоносителей ядерных реакторов и рабочих тел газовых турбин химически реагирующих систем, в которых протекают обратимые реакции с изменением числа молей [29, 407, 416, 417]. [c.3]

Интересен опыт эксплуатации АЭС Phoenix (Франция) с реактором на быстрых нейтронах. В течение первых двух лет эксплуатации (выход на первую критичность осущест- [c.20]

Для АЭС с корпусными реакторами (типов ВВЭР, PWR), канальными (типов РБМК, BWR) и корпусными реакторами на быстрых нейтронах (БН, LMBNR) состав и количество основного и вспомогательного оборудования АЭС мало отличаются от применяемых на современных ТЭС, и в принципе это оборудование однотипно. [c.90]

Для реакторов на быстрых нейтронах вопросы активации жидкометаллического теплоносителя и загрязнения поверхностей оборудования I контура также имеют бЬльщое значение. Джонсон [72] изучал поведение образцов из нержавеющей стали 304 и циркония, установленных в горячем и холодном участках байпасной петли реактора 5КЕ (США), в котором в качестве теплоносителя применяется расплавленный натрий. В один участок петли подавался горячий Ма прямо из [c.52]

Источниками нейтронов для структурного анализа служат ядерные реакторы на быстрых нейтронах, а также импульсные реакторы Спектр пучка нейтронов, выходящих из канала реактора, непрерывен вследствие максвелловского распределения нейтронов по скоростям (его максимум при 100°С соответствует длине волны 0,13 нм). Монохроматиза-цию пучка осуществляют разными способами-с помощью кристаллов-монохроматоров и др. Нейтронография используется, как правило, для уточнения и дополнения рентгеноструктурных данных. Отсутствие монотонной зависимости [c.99]

Получение. Технология У. тесно связана с урановым топливным циклом (см. Ядерный топливный цикл) и состоит из четырех составных частей, отличающихся изотопным составом перерабатываемых в-в и целями переработки. Производят соед. У. с прир. соотношением изотопов (цель - концентрирование и очистка, подготовка к рщделению изотопов или произ-ву Ри) соед., обогащенные изотопом 1) (цель -произ-во твэлов ядерных энергетич. установок в виде диоксида или сплавов У., а также ядерного оружия) соед., обедненные изотопом (цель - безопасное хранение, применение вне энергетики) соед., полученные из облученного ядерного горючего (т. наз. радиохим. произ-во, цель - отделение от Ри и Np, очистка от продуктов деления, подготовка к разделению изотопов и повторному изготовлению твэлов). Кроме того, создаются основы технологии У. применительно к уран-ториевому ядерному топливному циклу (высокотемпературные газовые ядерные реакторы с топливом из ТЬ и в виде смешанных диоксидов или карбидов) и к уран-плутониевое циклу (реакторы на быстрых нейтронах с топливом из Ри и 1) в виде смешанных диоксидов). [c.42]

Натрий применяют также в производстве марганцевого антидетонатора— циклопентадиенилтрикарбонила марганца (ЦТМ), который менее токсичен, чем ТЭС и ТМС. Из натрия получают перекись натрия, которая используется для изготовления средств регенерации воздуха и как отбеливающее вещество. В металлургии натрий применяют для получения тугоплавких металлов — титана, циркония и других путем их восстановления натрием из их соединений. Натрий и его сплав с калием используются в качестве жидкометаллических теплоносителей в атомных электростанциях с ядерными реакторами на быстрых нейтронах. Проводятся работы по использованию натрия в качестве проводника электричества в силовых кабелях. Учитывая, что его электросопротивление лишь в 2,85 раза больше меди ив 1,73 раза больше алюминия, но плотность натрия в 2,78 раза меньше алюминия и в 9,15 раза меньше меди, его использование становится выгоднее меди и алюминия. Разрабатывается использование натрия для изготовления серонатриевых аккумуляторов. [c.218]

Франция [82]. Для 54 реакторов Р К и двух реакторов на быстрых нейтронах (РВК) находящихся в эксплуатации, а также для четырех строящихся реакторов концепция ТПР на стадии проектирования не использовалась. Во Франции развернуты интенсивные работы по обеспечению безопасность эксплуатации на основе концепции ТПР. В настоящее время доказана принципиальная применимость этой концепции для всех французских реакторов. Методической основой для этих работ являются документы иЗНКС. Франция активно участвует в международной профамме по прочности трубопроводов [83]. [c.236]

С учетом перечисленных требований для процессов нефтепереработки, протекающих при температурах до 550 °С, наиболее приемлемы реакторы на быстрых нейтронах типа БН, теплоносителем в которых служит расплавленный металлический натрий. Для более высокотемпературных процессов можно использовать высокотемпературные ядерные реакторы с гелиевым охлаждением типа ВТГР. Возможно использование двухконтурной схемы с применением промежуточного контура чистого гелия, давление которого превышает давление в первом гелиевом контуре. [c.136]

Прогнозные запасы ископаемых топлив в мире оцениваются в настоящее время (в млрд. т условного топлива)., количестве 12 800, в том числе уголь примерно 11 200," нефть 740, " триродный газ 630. Прогнозные извлекаемые запасы топливу (в млрд. т условного топлива) значительно меньше 3800, в том числе уголь 2900 (76,3 7о), нефть 370 (9,7 %) и газ 500 (13,1 %). Извлекаемые природные ресурсы урана и тория в случае использования делящегося ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах по энергетическому эквиваленту существенно превосходят запасы ископаемых топлив. [c.101]

На новых (и уже действующих) атомных станциях будут введены в эксплуатацию реакторы большей мощности — водо-водяные (ВВ ЭР-600) единичной мощности 1 млн. кВт и канальные (РВМК) единичной мощности 1 и 1,5 млн. кВт (самые мощные в мире). Одновременно с этим будут строиться реакторы на быстрых нейтронах (РБМ), которые наряду с производством электрической энергии из природного урана вырабатывают также новое ядерное горючее — плутоний. [c.102]

Развитие атомной энергетики в СССР осуществляется ддя удовлетворения потребностей народного хозяйства в электроэнергии, в теплофикации городов и промышленных объектов, энергообеспечении в перспективе ряда энергоемких технологических процессов (в металлургии, химии). В предстоящие годы суймарная мощность атомных энергетических установок различного назначения должна удваиваться примерно в каждые 8-10 лет. Основу атомной энергетики в СССР и за р ежом в настоящее время составляют атомные электростанции с реакторами на тепловых нейтронах корпусного и канального типа (водо-водяные энергетические реакторы - ВВЭР, реакторы большой мощности кипящие - РБМК) и на быстрых нейтронах (корпусного типа — БН). Реакторы на тепловых нейтронах обладают сравнительно высокой экономичностью, реакторы на быстрых нейтронах — высоким коэффициентом использования и воспроизводства ядерного топлива. Единичная мощность этих реакторов непрерывно возрастает, достигая к настоящему времени 1000 -г 1500 МВт. [c.5]