Легководный реактор

Cтраница 1

Сравнительные характеристики реакторов на тепловых нейтронах. [1]

Типовой легководный реактор мощностью 1000 МВт содержит около 35 000 таких трубок, в каждую из которых загружается около 150 таблеток. [2]

Использование легководных реакторов на АЭС должно постепенно подойти к пределу, определяемому наличием природного. [3]

Для легководных реакторов, применяемых в США, необходимо топливо с обогащением до 3 % по 235U по сравнению с 0 71 % его содержания в природном уране. Химические ре - - акции слишком малочувствительны к атомной массе реагируемых элементов. [4]

В ОЯТ из легководных реакторов ( ЛВР) содержится - 97 % тяжелого металла ( ТМ: U и Ри), пригодного для повторного использования. Его использование позволяет на - 30 % снизить потребности в природном ядерном топливе. [5]

В ОЯТ из легководных реакторов ( ЛВР) содержится - 97 % тяжелого металла ( ТМ: U и Рп), пригодного для повторного использования. Его использование позволяет на - 30 % снизить потребности в природном ядерном топливе. [6]

На АЭС с легководными реакторами в настоящее время вырабатывается 12 % всей электроэнергии в США. [7]

Строящийся энергетический репктор па АЭС Секвойя. [8]

В настоящее время среди американских легководных реакторов около GO % составляют реакторы P VR и 40 % - BWR. Оба эти типа, как уже отмечалось, имеют отрицательным коэффициент реактивности. Для реакторов PWR требуется более сложная н более дорогая герметизирующая оболичка. В США технология охлаждения газом была разработана н опробпрована ка небольшом реакторе мощностью 40 МВт. [9]

Для изготовления сердечников ТВ Э Лов легководных реакторов используют дисперсный UCb, содержащий до 5 % изотопа U-235 по отношению к массе общего урана. [10]

Потребление угля в 15 странах - членах МЭА, млн. т условного топлива. [11]

До 2000 г. основой атомной энергетики будут легководные реакторы; позже главную роль начнут играть усовершенствованные реакторы-конверторы ( в основном высокотемпературные реакторы) и жидкометаллические реакторы-размножители на быстрых нейтронах. [12]

При проектировании реактора БН, как и легководных реакторов, одной из основных проблем является зависимость реактивности от температуры. Очевидно, что для безопасной эксплуатации dp / dT должно быть отрицательным. Эта проблема была интенсивно изучена только для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидким натрием в качестве теплоносителя. В реакторах этого типа главная проблема состоит в возникновении пузырей, образующихся в натрии из-за его кипения, или даже обшей потере натрия вследствие аварии. Из-за образования пузырей в натрии ужесточается спектр нейтронов в результате эффекта снижения замедления внутри пузырей и увеличиваются утечки из активной зоны реактора из-за снижения эффекта рассеяния в пузырях. [13]

Это ядерное сырье может быть использовано на легководных реакторах с тепловыми нейтронами. Производство энергии на строящихся АЭС с реакторами на быстрых нейтронах ( реакторами-размножителями) мало зависит от стоимости сырья. При этом ресурсы ядерного топлива возрастают во много раз. В будущем в реакторах на быстрых нейтронах ( бридерах) будет использоваться не только уран, но и торий, запасы которого в земной коре в три раза превышают запасы урана. [14]

Возможно использование плутония в качестве топлива в легководных реакторах и без смешивания с ураном. Материал инертной матрицы должен иметь высокую температуру плавления ( 3000 К), высокую теплопроводность, совместимость с оболочкой, высокую плотность, низкую растворимость в горячей воде. [15]

Страницы: 1 2 3 4