Ядерное горючее

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]

Химия ядерного горючего, Госхимиздат, 1956. [c.466]

Источником тепла всех современных атомных энергетических установок является ядерный реактор — устройство, в котором протекает самоподдерживающаяся управляемая ядерная реакция. Ядерное горючее уран применяется в виде стержней, называемых тепловыделяющими элементами. Та часть реактора, в которой размещается уран и протекает реакция деления, называется активной зоной. Вокруг нее обычно располагается отражатель нейтронов. Назначение отражателя состоит в том, чтобы вернуть в активную зону реактора возможно большее количество вылетающих из нее нейтронов. В качестве отражателей применяются легкие металлы, углерод (в виде графита), обычный и тяжелый водород. Реактор должен иметь надежную защиту с тем, чтобы выделяющиеся в активной зоне излучения не проникали за пределы реакторов. [c.96]

Эти функции позволяют проектировать систему охлаждения реактора. Если известна плотность нейтронов в каждой точке реактора, то можно вычислить вероятности всех процессов взаимодействия нейтронов с ядром. Это позволяет рассчитать процесс выгорания ядерного горючего и образования новых делящихся изотопов, интенсивность излучения и поток нейтронов вне реактора. Последний фактор определяет требования к защите и позволяет рассчитать интенсивность нейтронных пучков для использования в исследовательских целях. К этой группе задач относится также определение схемы загрузки горючего, обеспечивающей пространственно однородное энерговыделение по всему объему реактора. За исключением случаев сравнительно простой геометрии активной зоны, проблемы неравномерной загрузки горючего можно решать только численными методами. [c.20]

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]

Л iO, — макроскопическое сечение деления ядерного горючего [c.40]

В таких измерениях выход нейтронов является статистической величиной и изменяется от деления к делению, если даже падающий нейтрон имеет какую-то постоянную энергию. Принятые в результате измерений средние статистические значения V (среднее число нейтронов на одно деление) для основных трех видов ядерного горючего помещены в табл. 1.2. [c.14]

Одна из главных задач, с которой сталкивается теоретик,— это вычисление критической массы для данной системы. Эта задача наиболее легко разрешима. Зачастую с ней связано определение оптимальной конфигурации, которая соответствует минимуму массы ядерного горючего. Существует много грубых аналитических моделей, с помощью которых сравнительно легко можно произвести предварительные оценки . Точные вычисления требуют применения более тонких методов расчета или экспериментов по критичности. [c.20]

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]

Масса ядерного- горючего, необходимая для поддержания цепной реакции в реакторе данной конструкции. [c.20]

В этой связи приходится встречаться с расчетом скорости выгорания ядерного горючего и системы компенсации. [c.21]

К проблеме выгорания близок вопрос образования шлаков, т. е. тех осколков, которые жадно поглощают нейтроны. Образование этих ядер и их концентрация в любой момент работы реактора являются определяющими факторами ири расчете элементов управления и загрузки ядерного горючего. [c.21]

Интегральные нейтронные характеристики реактора молаю определить с помощью сравнительно грубых моделей. К этой категории расчетов относятся вычисления критической массы ядерного горючего. С другой стороны, более тонкие эффекты, в частности поведение нейтронов вблизи границ областей, а также гетерогенные расчеты ячеек, требуют и более топких методов. Все это следствие сравнительно малых размеров, которые обусловливают данные эффекты. При этом многие из упрощающих предположений [c.23]

А Оу — макроскопическое поперечное сечение радиационного захвата —макроскопическое поперечное сечение деления (условно считают, что в случае ядерного горючего поглощение включает в себя и радиационный захват и деление) [c.33]

JVf объемная концентрация ядерного горючего [c.40]

Если числитель и знаменатель этого выражения умножить па сечение захвата в ядерном горючем то получится следующее уравнение [c.42]

Определим в приближении односкоростной модели бесконечной среды критическую концентрацию горючего. Для простоты полагаем, что активная зона реактора содержит только ядерное горючее и замедлитель и что эти компоненты однородно перемешаны, гомогенизированы. [c.43]

Критическая концентрация ядерного горючего определится соотношением [c.43]

На какой же срок хватит классических видов минерального топлива при современном развитии человеческого общества Обоснованного ответа на этот вопрос, к сожалению, нет, что объясняется во многом недостаточной изученностью мировых ресурсов минерального топлива, невыявленными до конца возможностями использования ядерного горючего в качестве топлива, неясными размерами потребления топлива в перспективе и рядом других обстоятельств. [c.11]

Мощность ядерного горючего составляет 83% от количества поступающей в течение года на Землю лучистой энергии Солнца,, тогда как топливные ресурсы составляют менее 10% последней. [c.12]

Графитовые материалы имеют высокий предел прочности при сжатии (500—400 кГ см -) низкое удельное электросопротивление (5-10-" —6-10 ом/см) высокую теплопроводность (80— 180 ккал/м - ч- град)-, низкий коэффициент термического линейного расширения (2-10 — 3-10 ). Графит обладает высокой термической стабильностью при температурах около 3000°С в восстановительных и нейтральных газовых средах, химической стойкостью в кислых и щелочных средах, очень низкой реакционной способностью в окислительной среде. Эти свойства графита используют в химических процессах, в газовых турбинах и в реактивной технике [245]. Кроме того, исключительно чистый графит обладает свойством замедлять движение быстрых нейтронов. Это качество графита используют в атомных реакторах для обеспечения протекания самоподдерживающейся цепной реакции, когда в качестве ядерного горючего используется уран IJ235 или плутоний [178, 293]. [c.68]

Прочие виды топлива. . Гидроэнергия и ядерное горючее........ [c.191]

Для центральных районов СССР, а также для отдаленных районов (север) все в большем количестве должны сооружаться электростанции на ядерном горючем. [c.208]

Природный газ Ядерное горючее [c.14]

Однако круг применяемых в настоящее время экстрагентов узок (в основном это трибутилфосфат, ди-2-этилгексилфосфорная кислота, амины) и недостаточен для применения в промышленности редких и цветных металлов. Применение экзотических экстрагентов в технологии благородных металлов и ядерного горючего оправдывается большой стоимостью данных продуктов, но это не оправдано в технологии цветных металлов. Поэтому весьма актуальным представляется поиск и синтез новых экстрагентов, обладающих высокой экстракционной способностью, селективностью, химической стойкостью и одновременно достаточно дешевых, пригодных для крупнотоннажных производств. [c.37]

Энергия ядерного горючего Практически безграничны [c.170]

Очевидно, что и сегодня, и через 25 лет нефть сохранит свою лидирующую позицию. Вместе с тем ее вклад в энергоресурсы заметно сократится и будет компенсироваться возросшим вкладом угля, газа, ядерного горючего, энергии Солнца и других видов возобновляемой энергии, включая биоэнергетику. [c.171]

Установки разделения радиоактивных газов. Продуктами сгорания ядерного горючего кроме ядер тяжелых элементов являются изотопы благородных газов с различным периодом полураспада изотопов ксенона Хе и Хе всего соответствепно 126,5 ч и 9,2 ч, а у нриптона Кг— 10,6 года. Поэтому совершенно необходимо в проектах атомных электростанций и заводов по переработке ядерного горючего предусматривать выделение радиоактивных криптона и ксенона из циркуляционных и сбросных газов. И в этом случае лучшее решение — применение мембранной газоразделительной установки, высоконадежной и безопасной в работе. Создаются мобильные мембранные установки для очистки выбросных газов АЭС при аварийных ситуациях [99]. [c.318]

Применение. ТНОа — наиболее огнеупорный из устойчивых в присутствии воздуха материалов. Это соединение используют также в качестве катализатора, и и Ри являются ядерным горючим. В тепловыделяющие элементы (твэлы) атомных реакторов обычно помещают иОз, реже — другие соединения или металлический уран. [c.610]

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]

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]

По целевому назначению все реакторы можно разбить на три группы 1) реакторы для производства энергии, 2) исследовательские реакторы, 3) для производства и, в частности, расширенного воспроизводстиа ядерного горючего. Ядерные реакторы, которые производят делящиеся вещества, обычно подразделяют па б р п д е р ы и конвертеры. Брпдерами называют реакторы, воспроизводящие то же самое горючее, которое они и потребляют. Конвертерами называют реакторы, производящие горючее, отличное от используемого в них самих. Примером конвертера является Хэнфордский реактор, который производит из используя в природном ура- [c.19]

Другим классом временных задач, с которыми приходится сталкиваться физикам, являются вопросы выгорания ядерного горючего, накопления шлаков и их выгорания, коэффициент воспроизводства ядерного горючего и т. п. Для этих задач характерны масштабы времени порядка часов (или даже лет) в отличие от вопросов устойчивости реакторов, для которых характерно время порядка долей секунды. Определение критической массы или распределения плотности нейтронов проводится для стационарного режима работы реактора, однако повседневная работа реактора в стационарном состоянии связана с медленным изменением концентрации ядерного горючего. Ядерное горючее вводится в реактор согласно предусмотренному циклу, за исключением реактора с циркулирующим ядерным горючим. По мере постепенного выгорания ядерного горючего его компенсация может бтлть осуществлена посредством компенсирующих стержней. [c.21]

Оиределеиная часть нейтронов постоянно исчезает пз объема в результате яоследиих двух процессов. Ядра замедлителя, теплоносителя и конструк-цнонных материалов обладают непродуктивным захватом. Только нейтронЫ поглощенные ядрами горючего, могут воспроизвести новые нейтроны. Однако не любой захват в ядерном горючем приводит к делению, так как ядра всех делящихся элементов имеют также определенные поперечные сечения радиационного непродуктивного захвата. [c.41]

Ниже будут рассмотрены процессы экстракции в системе жидкость — жидкость, которые находят все более широкое при- vleнeниe в различных отраслях химической технологии — в производстве синтетического каучука (например, для отмывки дивинила от ацетальдегида и других примесей), в производстве капролактама и других продуктов органического синтеза, а также при получении ядерного горючего, антибиотиков, в процессах нефтепереработки. [c.631]

Водопоягртовк доя ТЭЦ Переработка ядерного горючего Водоочистка ядерных реакторов [c.351]

Дезактивация и захоронение жидких отходов ядерньгх реакторов Водоочистка ядерных реакторов Переработка ядерного горючего" [c.351]

Химический энциклопедический словарь (1983) -- [ c.725 ]

Большой энциклопедический словарь Химия изд.2 (1998) -- [ c.725 ]

Радиохимия и химия ядерных процессов (1960) -- [ c.0 ]

Радиохимия (1972) -- [ c.436 ]

Общая химия Издание 4 (1965) -- [ c.68 ]

Общая химическая технология Том 2 (1959) -- [ c.230 , c.277 ]

Основы общей химии Том 3 (1970) -- [ c.365 ]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология