Коэффициент - воспроизводство
Cтраница 3
Важнейшее значение для будущего ядерной энергетики имеет возможность осуществления в большом промышленном масштабе расширенного воспроизводства ядерного топлива в реакторах-размножителях, коэффициент воспроизводства которых существенно превышает единицу. [31]
 |
Радиоактивные свойства изотопов плутония. [32] |
Изотопический состав плутония, образующегося в LJ235 - и238 - реакторе, зависит от времени облучения, нейтронного потока, коэффициента воспроизводства горючего и обогащения топлива. Плутоний-243 в эту таблицу не включен, так как после суточного или более периода охлаждения он практически полностью распадается. [33]
Однако по мере увеличения уровня добычи нефти в целом по отрасли и снижения объема ее добычи по старому фонду скважин снижается и коэффициент воспроизводства мощностей. [34]
НЬ 0 84), то коэффициент воспроизводства населения сравнительно невысок и находится в диапазоне 1 Сп 0 9; когда же коэффициент воспроизводства населения близок к максимуму ( Сп а 3 при НЬ я 0 98), то eL 49 лет. [35]
По-видимому, одно из основных преимуществ применения гелия - это возможность использовать в качестве топлива карбиды урана и плутония, что сулит существенное увеличение коэффициента воспроизводства по сравнению с окисным топливом. Нулевая активация гелия, отсутствие существенного замедления им быстрых нейтронов при прохождении через активную зону реактора БГР, а также успешное решение задачи удержания продуктов-деления в микротвэлах с керамическими защитными слоями при больших значениях глубины выгорания и возможность непосредственного охлаждения микротвэлов газовым теплоносителем - все эти положительные факторы позволяют реактору БГР конкурировать с реактором-размножителем БН. [36]
Наибольший эффект ( до 12 %) может быть получен при применении металлического топлива в тяжеловодных реакторах и в реакторах на быстрых нейтронах, где можно ожидать увеличения коэффициента воспроизводства ориентировочно на 0 15 - 0 20 за счет меньшего смягчения спектра нейтронов и большей плотности топлива. [37]
В идеальном случае топливо для реакторов на быстрых нейтронах должно обладать максимальной концентрацией делящегося нуклида и иметь возможно более высокую плотность, так как дисперсионный виды топлива и присутствующие в нем легкие элементы рассеивают нейтронный поток и поэтому уменьшают коэффициент воспроизводства. С этой точки зрения идеальным топливом следует считать металлические уран или плутоний, однако их использованию препятствует высокая реакционная способность и сложное поведение под облучением. Окончательный выбор топлива для реактора на быстрых нейтронах, очевидно, будет остановлен на уран-плутониевых карбидах. Однако они имеют плохую совместимость с материалами оболочки, кроме того, технология производства их еще недостаточно разработана. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах как строящихся, так и проектируемых предусматривают использование смеси окислов в качестве топлива и двуокиси урана как материала зоны воспроизводства. С точки зрения совместимости с теплоносителем и топливом, а также по экономическим соображениям в качестве материалов оболочки предлагается использовать нержавеющую сталь или сплавы с высоким содержанием никеля. [38]
Все остальные коэффициенты равны нулю. Кроме того, Л, - коэффициент воспроизводства; ( IM) - коэффициент имитации; D - постоянная распада и Aij - мера возникновения новых технологий в результате научных исследований и конструкторских разработок. [39]
Этот процесс называется воспроизводством ядерного горючего. В специальных бридерных ( воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. [40]
Остальные 1 5 нейтрона могут быть захвачены ядрами 2llU и создать 1 5 ядра ЦРи. В специальных бридерных ( воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. В активную зону бридерного реактора помещается сплав урана, обогащенного изотопом 2H J, с тяжелым металлом ( висмут, свинец), мало поглощающим нейтроны. Замедлитель в таких реакторах отсутствует. Управление реактором производится автоматизированным перемещением отражателя или изменением массы делящихся веществ. [41]
Темпы строительства и ввода в эксплуатацию мощностей АЭС с реакторами на быстрых нейтронах по возможностям обеспечения их плутониевым топливом зависят от темпа ( скорости) наработки плутония, который определяется временем удвоения Т ч топлива. Время удвоения зависит от двух параметров: избыточного коэффициента воспроизводства ( ИКВ КВ-1) и времени внешнего топливного цикла Гвн, которое должно быть по возможности малым. [42]
Гипердинамические потребности в высоких космических скоростях диктуют необходимость выработки ядерной энергии с помощью электрогенераторов на быстрых нейтронах. Эти ядерные устройства наиболее выгодны из-за высоких значений коэффициента воспроизводства. [43]
 |
Урановый цикл размножения на быстрых нейтронах. [44] |
Реакторы, работающие на медленных нейтронах: во-до-водяные, кипящие водяные, газографитовые, уран-графитовые, тяжеловодяные и др., не позволяют наиболее эффективно использовать ядерное горючее. Реакторы на быстрых нейтронах обладают возможностью воспроизводства ядерного горючего с коэффициентом воспроизводства, достигшим 1 4 и выше, и временем удвоения ядерного горючего менее 10 лет. Но все же это время пока велико. Требуется 8 - 10 лет, чтобы получить плутоний, необходимый для построения аналогичного реактора на быстрых нейтронах. [45]
Страницы: 1 2 3 4