Коэффициент - воспроизводство
Cтраница 2
Однако поскольку начальный избыток реактивности ограничен и коэффициент воспроизводства в активной зоне реактора существенно меньше единицы, уменьшение содержания делящегося вещества в конце концов приводит к прекращению работы реактора. [16]
В специальных бридерных ( воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. В активную зону бридерного реактора помещается сплав урана, обогащенного изотопом 92U23S, с тяжелым металлом ( висмут, свинец), мало поглощающим нейтроны. Замедлитель в таких реакторах отсутствует. Управление реактором производится автоматизированным перемещением отражателя или изменением массы делящихся веществ. [17]
 |
Изменение нук-лидиого состава оксидного уранового топлива в водографитовом кипящем канальном реакторе иа тепловых нейтронах ( х2 % в за ( виснмости от средней глубины ьы-горания а. [18] |
Воспроизводство делящихся нуклидов в ядерном реакторе характеризуется коэффициентом воспроизводства ( KB), который определяется как отношение количества вновь образующихся делящихся нуклидов к количеству разделившихся. В процессе выгорания ядерного топлива значение KB меняется, поэтому различают дифференциальный и интегральный КВ. Дифференциальный KB-это отношение скорости образования делящихся нуклидов к скорости их убыли за определенный момент времени. [19]
Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства ( КВ1) и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях. [20]
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. [21]
 |
Изменение нуклидного состава топлива реактора ВВЭР-440 по мере его выгорания и относительной средней удельной энергии. [22] |
Большой эффект по снижению расхода природного урана можно получить, увеличив коэффициент воспроизводства плутония из 238U в активных зонах реакторов ВВЭР, PWR, и тем самым увеличить долю Ри в энерговыработке на АЭС. С этой целью разрабатывается ряд мероприятий. [23]
Отношение полученных атомов плутония к числу израсходованных атомов урана 235 называется коэффициентом воспроизводства топлива. [24]
Атомные электростанции с реакторами на жидкометаллических теплоносителях, работающие на быстрых нейтронах, характеризуются коэффициентом воспроизводства ядерного горючего свыше единицы. [25]
Время удвоения ядерного горючего в быстрых реакторах определяется удельной теплонапряженностью, удельной загрузкой топлива и коэффициентом воспроизводства КВ. Физические характеристики быстрых реакторов могут быть улучшены за счет повышения тепло-напряженности активной зоны и увеличения удельной концентрации ядерного горючего. [26]
При увеличении толщины покрытия увеличивается глубина выгорания ядерного горючего, но происходит смягчение спектра нейтронов и уменьшение коэффициента воспроизводства. [27]
В 2002 г. впервые за 10 лет был достигнут паритет между добычей и приростом запасов природного газа, коэффициент воспроизводства составил 98 6 % - рекордный показатель за период. В настоящий момент проблема воспроизводства сырьевой базы стоит крайне остро, что требует кардинального увеличения объемов как региональных, так и детальных поисковых и геологоразведочных работ. [28]
 |
Предполагавшееся на 8 г. расширение АЭС с РБМК. [29] |
Жидкбметаллический теплоноситель может использоваться в реакторах как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, в последнем случае коэффициент воспроизводства ядерного горючего больше единицы. [30]
Страницы: 1 2 3 4