Бридерные реакторы

Реакторы на быстрых ней- Быстрый бридерный реактор (иОз -Р О ) тронах [c.27]

В дальнейшем, с развитием высокоэффективных бридерных реакторов, будет увеличиваться содержание плутония в топливе и если при этом не потребуется чрезмерно высоких степеней извлечения и коэффициентов очистки плутония, возможно, простой метод разделе- [c.45]

В некоторых случаях конвертерных или бридерных реакторов, когда хотят ограничить образование некоторых тяжелых нуклидов (например, Ри" в Pu ) или ограничить деление конвертированного топлива (например, в тории), возникают особые ядерные ограничения степени выгорания топлива, не упомянутые здесь. В этих случаях предел облучения значительно ниже указанных величин. [c.26]

Ри) ядерный реактор может работать на быстрых нейтронах. С одной стороны, это позволяет исключить замедлители (графит и др.), с другой — добиться не только воспроизводства, но даже размножения горючего . Последнее достигается в таких ( бридерных ) реакторах размещением или вокруг активной зоны. Постепенный переход ядерной энергетики на использование быстрых нейтронов весьма вероятен. [c.585]

В дальнейшем все большее распространение получат солнечная энергия и энергия деления ядра. Источники этих видов энергии должны быть обильными и не приводить к загрязнению окружающей среды. Хотя уже в настоящее время сомнительно успешное развитие источников ядерной энергии. Существующие реакторы будут служить еще 20—30 лет до истощения запасов урана. Так называемые бридерные реакторы технологически еще не разработаны. [c.505]

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]

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]

В действительности положение более сложное. Различные посторонние вещества, присутствующие в реакторе, захватывают нейтроны. Кроме того, не все делящиеся нуклиды после захвата нейтронов претерпевают деление, вместо этого определенная часть нейтронов в зависимости от их энергии поглощается и образует еще более тяжелые изотопы (такие, как плутоний-240 или уран-234). Теоретические расчеты и исследования показали, что проведение бридерного цикла (т. е. цикла с расширенным воспроизводством ядерного горючего уран-238 — плутоний-239) наиболее выгодно при использовании реакторов, которые работают на нейтронах больших энергий. С другой стороны, бридерный цикл (торий-232 — уран-233), по-видимому, лучше всего осуществлять в тепловом реакторе, в котором используются нейтроны малых энергий. Расширенное накопление ядерного топлива — это область исследований реакторной техники, развитие которой должно произойти в недалеком будущем. В следующем десятилетии эта область может стать одним из наиболее интересных примеров развития технологии в истории человечества. [c.97]

Таким образом, облучение медленными нейтронами встречающегося в природе тория превращает его в изотоп урана, который делится под действием медленных нейтронов. Этот процесс, по крайней мере, в принципе открывает потенциальный источник делящегося материала, во много раз больший, чем количество U" — единственного известного делящегося изотопа, имеющегося в природе. На практике превращение тория в U осуществляют при использовании избыточных нейтронов в работающем на основе цепной реакции ядерном реакторе типа бридерного или воспроизводящего реактора. Возможность использования тория для значительного увеличения запасов делящихся изотопов, естественно, усилила интерес к химии тория и обусловила большинство последних работ. [c.24]

Метод разделения с использованием летучих фторидов первоначально развивался в качестве способа регенерации топлива для первых реакторов на быстрых нейтронах. Однако темпы развития метода не соответствовали темпам развития бридерных реакторов (ЬМГВК). Кроме того, благодаря развитию быстрых экстракторов появились перспективы того, что при регенерации топлива с помощью мокрых процессов будет достигнута высокая степень использования. По этим причинам при регенерации топлива первых быстрых реакторов стали применять мокрые процессы. В результате в 1970 г. развитие метода разделения с использованием летучих фторидов во всех странах, к сожалению, приостановилось или полностью прекратилось. [c.45]

Специальный комитет по бридерным реакторам на расплавах солей. Бридерные реакторы на расплавах солей. Нихон гэнсирёку гаккай, 1977. [c.49]

Электроэнергия, производимая на ядерных электростанциях, была бы приемлемой (существуют определенные трудности, касаю щиеся работы бридерных реакторов, см. гл, XV), но ни одна страна не располагает достаточным числом ядерных реакторов, чтобы обеспечить транспорт необходимым количеством энергии к 2000 г. в виде электролитического водорода или метанола, полученного с помощью водорода . [c.506]

Наличие нейтронных потоков с умеренной энергией. D Li топливо не является безнейтронным, но его горение сопровождается, в основном, генерацией нейтронов с энергиями 1-3 МэВ, в отличие от нейтронов с энергией 14 МэВ в D + T процессе. Этот радиационный компонент даёт малый вклад в общий энерговыход цикла, но приводит к дополнительной наработке трития в бланкетной реакции Li (n, r) Не, которая осуществляется непосредственно в зоне горения. Отметим также, что D Li нейтроны могут использоваться в смешанных реакторах бридерного типа [34. [c.239]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология