ТТО размножитель ня быстрых нейтронах

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]

В различных технических приложениях используются жидкости с очень большими или очень малыми числами Прандтля. Углеводородные топлива и кремнийорганические полимеры с большими числами Прандтля все более широко используются в промышленности. Жидкости с малыми числами Прандтля, например жидкий натрий, применяются в качестве хладагента в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. Некоторые другие жидкие металлы предлагается использовать в качестве рабочих тел в космосе. Перенос в таких жидкостях представляет и теоретический интерес. Например, в случае ламинарных течений в пограничном слое хотелось бы знать, имеет ли зависимость (3.4.4) числа Нуссельта от числа Прандтля, выраженная через функцию (Рг), асимптотический характер при очень больших числах Прандтля [c.118]

Поскольку " Ри является ядерным топливом, то потребность в нем постоянно возрастает. Производят в реакторах-размножителях, работающих на быстрых нейтронах. Чистый (без примесей " Ри и " "Ри) получают в реакторах по специальной технологии и используют в ядерных и термоядерных бомбах. Радионуклид " Ри применяется для приготовления атомных электрических батарей и нейтронных (а, п) источ- [c.292]

Поскольку на каждый исходный нейтрон возникает по 2—3 новых нейтрона, то при определенных условиях может начаться очень быстро (взрывообразно) протекающая ядерная реакция. При этом одновременно освобождается энергия около 200 МэВ/моль (атомная бомба). Путем торможения (например, при помощи ПгО, графита) быстрых нейтронов, возникающих при расщеплении, и поглощения избытка медленных электронов (например, кадмием или бором) можно осуществить ядерное превращение в форме контролируемой (стационарной) цепной реакции, служащей для получения энергии (ядерный реактор) или трансурановых элементов (реактор-размножитель). [c.396]

Мощность размножителя составляет 0,5 вт, максимальные значения плотности потока тепловых и быстрых нейтронов в центре активной зоны—соответственно 2,5-10 и 7-10 нейтрон см сек). Нейтронный размножитель оснащен тремя вертикальными каналами диаметром 52 мм и одним горизонтальным каналом диаметром 51 мм, оборудованным пневмопочтой. Все экспериментальные каналы располагаются в зоне графитового отражателя. [c.52]

Ядерные характеристики плутония делают особенно желательным использование его в качестве горючего для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах 233 — единственное горючее, которое можно использовать в реакторах-размножителях на тепловых нейтронах. [c.23]

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]

Реактор-размножитель с плутонием на быстрых нейтронах должен быть двухзонным с зоной воспроизводства из окружающей активную зону из плутония и О . При достаточно малой [c.16]

Рис, 3. 3. Движение топлива в двухзонном плутониевом реакторе-размножителе на быстрых нейтронах. [c.70]

Разработка пирометаллургических процессов шла по двум следующим направлениям во-первых, извлечение плутония и урана зоны воспроизводства реакторов-размножителей на быстрых нейтронах во-вторых, удаление продуктов деления из тепловыделяющих элементов активной зоны [5]. [c.349]

Теоретически можно получить дополнительные количества плутония в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, где в качестве топлива применяется плутоний. Расчеты показывают, что время удвоения делящегося материала в таком реакторе должно быть порядка нескольких лет, но пройдет еще мно- [c.28]

По-видимому, невыгодно получать в реакторах, работающих на природном или обогащенном уране, хотя можно применять для пуска реактора-размножителя на и тории [2]. Из данных табл. 1 видно, что значение т] для деления №33 на тепловых нейтронах достаточно высокое, чтобы его можно было применять в реакторах-размножителях на тепловых нейтронах с ториевым питанием [2, 9]. Из анализа табл. 1 и 2 ясно, что коэффициент воспроизводства таких реакторов, по-видимому, не будет таким же высоким, как для плутониевых реакторов на быстрых нейтронах. Однако это можно компенсировать возможностью большего разбавления топлива и, следовательно, повышенным тепловым режимом реакторов-размножителей на тепловых нейтронах [2]. Пускать бридерную систему на №зз и тории можно с помощью и 35 пЛуТОНИЯ. Кроме того, и ЗЗ можно получить также в зоне воспроизводства плутониевого реактора на быстрых нейтронах [2]. [c.29]

Наиболее реальная альтернатива нефти и природному газу — это широкое использование атомной энергии для производства электроэнергии, теплофикации и технологических целей. В СССР развитие атомной энергетики должно идти по пути сочетания реакторов на медленных нейтронах, потребляющих уран-235 или плутоний, с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах, использующими уран-238, в которых нарабатывается новое ядерное горючее — плутоний-239. В таких системах ядерное горючее отдает в 20—30 раз больше энергии, чем в обычных атомных реакторах на уране-235, запасы которого ограничены. [c.195]

В противоположность углеродсодержащим носителям энергии, которые имеют также огромное значение в качестве сырья для химической промышленности, уран важен только для производства энергии. Поскольку этот элемент легко расщепляется в обычных реакторах, а его запасы на суше легко доступны, при возрастающем спросе на атомную энергию запасы и-235 примерно через 100 лет будут исчерпаны. Если же, как предполагается, в середине 80-х годов осуществится широкое внедрение реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, то в расщепление ядер будут введены и-238 и ТЬ-232. Эти элементы чаще всего стабильны, но в реакторах-размножителях они превращаются в расщепляемые Ри-239 и 17-233 с вьщелением огромной энергии. Полученное в единицу времени количество продуктов распада гораздо больше, чем исходное. Выявлена интересная перспектива расширенного производства ядерного топлива, что позволит повысить его полезные запасы в 100-200 раз (без учета урана, содержащегося в морской воде). Таким образом, люди [c.64]

Плутоний-239, первоначально использовавшийся лишь для создания атомных бомб, является очень хорошим ядерным топливом для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Плутоний-241 применяют для изготовления тактического (относительно малокалиберного) атомного оружия, которое из-за этого, разумеется, не становится менее опасным. Все миролюбивое человечество должно с неослабевающим вниманием бороться против накопления различных видов ядерного вооружения, применение которого в империалистических войнах может нанести непоправимый ущерб нашей планете и населяющим ее народам. [c.133]

Топливом в реакторах могут служить металлический уран, его двуокись, карбид, смесь урана с графитом, сплав урана с алюминием или иным металлом, уранилсульфат. В энергетических реакторах на тепловых нейтронах в качестве топлива чаще всего используют иОг, а в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах смесь и Ог и [c.148]

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]

При воздействии на плутоний 239 быстрых нейтронов (БИ) на 10 поглощенных выделяется 29 нейтронов. Быстрые нейтроны значительно меньше поглощаются конструкционными материалами и продуктами деления. В России работает реактор-размножитель БН-600 на Белоярской АЭС. [c.529]

БР-5, Обнинск, СССР РиОз Нет Натрий 5 Экспериментальный реактор-размножитель на быстрых нейтронах [c.472]

Эти реакторы спроектированы таким образом, чтобы использовать преимущества цикла и — Ри может находиться в активной зоне или в зоне воспроизводства). На двух экспериментальных реакторах-размножителях EBR-I и EBR-II в Айдахо были достигнуты скорости размножения больше единицы. В Монро (Мичиган) построена энергетическая установка промышленного масштаба имени Энрико Ферми, действующая по принципу размножения на быстрых нейтронах. Расчетная электрическая мощность этого реактора составляет 90 Мет, тепловая — 300 Мет. Активная зона реактора, охлаждаемого жидким натрием, имеет диаметр около 75 см и высоту 80 см. Тепловыделяющие элементы из сплава молибдена и урана (обогащенного изотопом до 25%) заключены в оболочку из циркония. В зоне воспроизводства используют обедненный уран с содержанием пониженным до 0,4%. [c.481]

Наступление энергетики на основе ископаемого топлива на природу, хотя и с оговорками, но продолжается. На крупнейших реках планеты строятся гигантские гидроузлы, совершенно изменяющиеся условия обитания на значительных пространствах, растет вклад в энергетику АЭС с их гигантскими тепловыми выбросами и большим количеством радиоактивных отходов, требующих специальных условий для захоронения. В результате развития техники реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, количество отходов должно уменьшиться почти на два порядка. Опытно-нромышленные устройства такого типа уже работают и [c.217]

Повышение экономичности АЭС может вызвать переоценку в степени использования различных источников энергии в общем энергетическом балансе. Особенно перспективными являются высЬкоэкономичные реакторы-размножители на быстрых нейтронах, где эффективность использования применяемого сегодня ядерного топлива повышается в 20—30 раз. Во всяком случае не вызывает сомнения, что будущее за атомной энергетикой. Возможно, через 20—25 лет атомная энергетика значительно потеснит в топливном балансе нефть, как когда-то нефть потеснила каменный уголь. [c.8]

Для контроля реакторов-размножителей на быстрых нейтронах во многих странах разработаны или приспособлены методы ультразвукового контроля (например, в Великобритании, Франции, ФРГ). Компоненты первичного контура реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (LMFBR) выполнены целиком из аустенитных сталей. Следовательно, для производственного и основного (исходного) контроля могут быть использованы приемы контроля аустенитных материалов, особенно сварных швов, разработанные для других целей, например, совмещенные искатели с продольными волнами и короткие (широкополосные) импульсы (раздел 28.1.6). Повторный контроль компонентов еще более затрудняется тем обстоятельством, что компоненты первичного контура находятся при температуре около 200°С, Устройство искателей, пригодных для этой цели, описано в работе [1000]. [c.595]

Особенно актуально выявление протечек в парогенераторах с натрием в первом контуре и водой во втором, используемых в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. Если в трубе парогенератора, содержащей пароводяную смесь под высоким давлением, возникает дефект, приводящий к ее утечке, вблизи дефекта происходит локальная химическая реакция натрий -вода, сопровождающаяся образованием пузырьков водорода. Их рост и колебания, а также истечение пара через дефект являются источниками акустического шума, спектр которого занимает полосу частот от десятков герц до сотен килогерц. Этот шум носит случайный характер, накладьшается на шум работающего реактора и может быть отделен от последнего методами статистической обработки сигналов. При обнаружении сигналов, связанных с утечкой, парогенератор автоматически отключается. [c.267]

Реакторы классифицируются таклчс по эиерпш нейтронов, вызывающих деление реакторы на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах. В реакторах на быстрых нейтронах используются нейтроны, которые не теряют или теряют очень незначительную часть той высокой энергии, которой они обладают в момент образования при делении. При столкновении нейтрона с ядром, способным к делению, вероятность деления тем выше, чем ниже энергия нейтрона. Таким образом, в реакторе на тепловых нейтронах, в котором нейтроны до захвата замедляются до тепловых энергий, требуется меньшая загрузка делящегося материала. С уменьшением энергии нейтронов вероятность побочных ядерных реакций как для горючего, так и для других материалов увеличивается в большей степени, чем вероятность деления. Поэтому реакторы на быстрых нейтронах имеют лучший баланс нейтронов по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах, но более трудно поддаются управлению. Большинство построенных реакторов ра- ботает на тепловых нейтронах, но реакторы на быстрых нейтронах имеют большие перспективы как энергетиче-Гу ские реакторы-размножители. Реакторы на нейтронах, обладающих промежуточными энергиями (на эпи- термальных нейтронах), не имеют каких-либо преиму- 1Г") ществ. [c.17]

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]

Стремление увеличить конкурентоспособность ядерного горючего по отношению к обычному органическому топливу, а также высокая стоимость переработки облученного ядерного горючего в настоящее время побудили к исследованию таких реакторных систем, в которых может быть исключена переработк.э ядерного горючего. Теоретически возможно создание реактора с таким коэффициентом конверсии, при котором будет полностью компенсироваться потеря нейтронов вследствие захвата последних продуктами деления и примесями тяжелых элементов. Единственными реакторными системами, для которых это возможно, являются такие системы, у которых делящийся материал имеет коэффициент л значительно больше 2. К таким системам относятся реактор-размножитель на тепловых нейтронах, использующий в качестве горючего уран-233, и плутониевый реактор на быстрых нейтронах. В каждом из этих случаев, если бы удалось создать топливо, способное выдержать очень длительную кампанию, то остаточное горючее можно было бы удалить без дальнейшей его переработки. Это при условии, что стоимость переработки будет такая, при которой экономически невыгодно извлекать остаточное горючее, и что запасы горючего достаточно велики для того, чтобы можно было пренебречь оставшимся горючим (что мало вероятно). Но даже если бы такие реакторы с высоким коэффициентом конверсии были созданы, кажется маловероятным, что при этом удалось бы избежать переработки ядерного горючего по следующим причинам [c.259]

Тепловая мощность раз.множителя составляет 0,5 ет, лгакси-мальное значение плотности потока тепловых и быстрых нейтронов в центре активной зоны равняется соответственно 2,5-10 и 7-10 нейтрон см -сек). Нейтронный размножитель оснащен тремя вертикальными каналами диаметром 52 мм и одним горизонтальным каналом диаметром 51 мм, оборудованным пневмопочтой. Все экспериментальные каналы располагаются в зоне графитового отражателя. Биологическая защита размножителя состоит из слоя свинца толщиной 118 мм, слоя парафина с 5%-ным содержанием карбида бора и слоя воды. Последние два слоя имеют толщину по 288 мм. Вертикальные каналы оборудованы специальным защитным устройством, позволяющим перегружать пробы при работающем нейтронном размножителе. [c.71]

Реактор-размножитель на быстрых нейтронах (100 тыс. кет) строится в Монрое (шт. Мичиган). [c.13]

Значительно лучшего баланса можно достигнуть при использовании быстрых нейтронов [4]. Несмотря на то что сечения реакции деления сильно уменьшаются с увеличением энергий нейтронов (исключая резонансную область до ЮОэв), сечения (и, 7)-реакции уменьшаются еще быстрее (см. табл. 28), и поэтому а становится малым, а Т1 приближается к значению V (которое практически не зависит от энергии в интересующей области). В реакторе на быстрых нейтронах возможность накопления Рц238 становится вполне реальной Ри имеет определенные преимущества перед и , поскольку обладает более высоким значением т]. В настоящее время действует несколько реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Характеристики двух таких реакторов приведены в табл. 27. [c.480]

Однако, как показывают прогнозы, мировые ресурсы дешевого урана могут быть исчерпаны к концу нашего века, если не будут найдены более рациональные и экономичные методы использования ядерного топлива, Современные тепловые реакторы могут использовать не более 1—2 процентов потенциально заключенной в урановом топливе энергии. Большая часть урана оказывается в виде вещества, которое непригодно для современных реакторов на тепловых нейтронах. Это говорит о том, что данные реакторы при всей своей сегодняшней экономической целесообразности и эффективности далеко еще не исчерпывают возможностей, заложенных в ядерном горючем. И это, естественно, не может не заботить наших ученых. Решение, которое мы реализуем, — создание реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, решающих проблему самообеспечения ядерным топливом. Создание совершенных реакторов на быстрых нейтронах, эксплуатируемых совместно с реакторами на тепловых нейтронах, повысит энерговыработку с тонны природного урана в 20—30 раз. [c.12]

В качестве перспективных для периода 1970—2000 гг. рассматриваются три типа реакторов легководный реактор (Ь УК), высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (НТОН) и реактор-размножитель на быстрых нейтронах (РВК). В реакторах I типа используется только изотоп уран-235 (его содержание в природном уране составляет 0,7%), такое расходование урановых ресурсов неэффективно, однако одновременно возможно использование образующегося плутония. В реакторах II и 1П типа неделящиеся уран-238 и торий-232 превращаются в делящиеся плутоний-239 и уран-233 по реакциям [c.100]