Cтраница 1
Бридерные реакторы работают на быстрых нейтронах. Активной зоной является сплав урана, обогащенного изотопом 92U235, с тяжелым металлом ( висмут, свинец), мало поглощающим нейтроны. В бридерных реакторах отсутствует замедлитель. Управление таким реактором производится перемещением отражателя или изменением массы делящегося вещества. [1]
В бридерных реакторах в качестве теплоносителя используются только жидкие металлы ( Na или К), так как вода будет выступать в роли замедлителя. [2]
В бридерных реакторах горючее не только выгорает в результате цепной реакции, но и вновь образуется. Плутоний Ри-239, испытав альфа-распад, становится горючим. [3]
Особый интерес представляют так называемые бридерные реакторы или реакторы-размножители. [4]
На использовании этих реакций основаны бридерные реакторы, в которых из урана-238 получается химически легко отделимый от него плутоний. Эти нейтроны поглощаются ядрами урана-238, а последовательность указанных выше распадов приводит к образованию ядер плутония. В среднем на одно исчезнувшее ядро урана-235 появляются 1 5 ядер плутония-239. Так как уран-238 поглощает только быстрые нейтроны, то в таких реакторах замедлители не нужны. Таким образом, в бридер-ных реакторах расходуется один вид ядерного горючего и воспроизводится ( в большем количестве) другой вид. [5]
Особый интерес представляют так называемые бридерные реакторы или реакторы-размножители. [6]
В некоторых случаях конвертерных или бридерных реакторов, когда хотят ограничить образование некоторых тяжелых нуклидов ( например, Ри240 в Ри239) или ограничить деление конвертированного топлива ( например, U233 в тории), возникают особые ядерные ограничения степени выгорания топлива, не упомянутые здесь. В этих случаях предел облучения значительно ниже указанных величин. [7]
В будущем развитие атомных ПГТУ будет связано, по-видимому, с применением высокотемпературных бридерных реакторов ( с воспроизводством ядерного горючего), работающих на быстрых нейтронах ( без замедли. В этих реакторах в активной зоне содержится обогащенное ядерное горючее ( уран-235, плутоний-239); вокруг активной зоны располагается зона воспроизводства, содержащая природный уран или торий, из которых вырабатывается соответственно плутоний-239 и уран-233 - новое ядерное горючее. Активная зона и зона воспроизводства высокотемпературных ядерных реакторов-бридеров могут быть выполнены также в виде шаровой насадки из двуокиси урана или тория аналогично тому, как это выполняется в реакторе с замедлителем нейтронов. Коэффициент воспроизводства ядерного горючего в реакторах-бриде-рах может достигать значений 1 7 - 1 8 и более. [8]
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. [9]
Бридерные реакторы работают на быстрых нейтронах. Активной зоной является сплав урана, обогащенного изотопом 92U235, с тяжелым металлом ( висмут, свинец), мало поглощающим нейтроны. В бридерных реакторах отсутствует замедлитель. Управление таким реактором производится перемещением отражателя или изменением массы делящегося вещества. [10]
Принцип бридинга состоит в сведении потерь и бесполезного поглощения нейтронов к минимуму. Для этого устраняется замедлитель и увеличивается количество урана U-235 для поддержания цепной реакции. В настоящее время бридерные реакторы работают на обогащенном горючем, используя нейтроны промежуточных или более высоких энергий. [11]
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. [12]
В настоящее время важнейшими проблемами атомной энергетики является рациональное использование урана, а также тория в качестве атомного сырья. В связи с этим большой интерес приобретает создание атомных реакторов на быстрых нейтронах, способных воспроизводить ядерное топливо - превращать уран-238 в ядерно-активный материал - плутоний-239. В 1951 г. в США был построен первый опытный бридерный реактор, а с 1953 г. были начаты работы по созданию крупного реактора такого типа. [13]
В ядерных реакторах, работающих на быстрых нейтронах, осуществляется процесс воспроизводства ядерного горючего. При делении одного ядра 2 U образуется в среднем 2.5 нейтрона (VI.4.11.50), из которых лишь один необходим для поддержания цепной реакции. Остальные 1.5 нейтрона могут быть захвачены ядрами 2 U и создать 1.5 ядра Ри. В специальных бридерных ( воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. В активную зону бридерного реактора помещается сплав урана, обогащенного изотопом 292 с тяжелым металлом ( висмут, свинец), мало поглощающим нейтроны. Замедлитель в таких реакторах отсутствует. Управление реактором производится автоматизированным перемещением отражателя или изменением массы делящихся веществ. [14]
Этот процесс называется воспроизводством ядерного горючего. При делении одного ядра 92и235 образуется в среднем 2 5 нейтрона, из которых лишь один необходим для поддержания цепной реакции. В специальных бридерных ( воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. В результате поглощения нейтронов замедлителем и их вылета за пределы реактора он еще уменьшится. Бридерные реакторы работают на быстрых нейтронах. Активной зоной является сплав урана, обогащенного изотопом о2и236 с тяжелым металлом ( висмут, свинец), мало поглощающим нейтроны. В бридерных реакторах отсутствует замедлитель. [15]