Тепловой реактор

Cтраница 3

В настоящее время действующие в мире АЭС оснащены тепловыми реакторами с использованием в качестве топлива обогащенного урана. Эти реакторы характеризуются низкой степенью использования ядерного топлива 235U - не более 1 - 2 % потенциально заключенной в урановом топливе энергии. Остальные 99 3 % природного урана представлены изотопами 238U и 234U, которые в этих реакторах не используются. [31]

Из-за ограничений в применении плутония как ядерного горючего для тепловых реакторов исследования по переработке смешанных систем уран - плутоний - торий практически не производились. [32]

Плотность столкновений в рассеивающей среде массы / 1 7. [33]

Таким образом, большая часть области замедления даже в случае теплового реактора с дейтерием лежит в области, для которой уравнение (4.74) достаточно точно. Для других веществ эти условия еще более благоприятны. [34]

Прогнозируемая структура АЭС.| Потребности В природном уране. [35]

Несмотря на то что вариант с улучшенным использованием ядерного горючего в конверторных тепловых реакторах однократного цикла несколько снижает темпы роста потребностей в уране, тем не менее это снижение будет незначительным. По своему значению оно будет эквивалентно перемещению сроков, указанных в табл. 4, в лучшем случае на 5 лет вперед. [36]

Устройство конвейерного типа для получения изотопов в ядерном реакторе посредством облучения вещества нейтронами. / - алюминиевый контейнер с облучаемым веществом. 2 - активная зона реактора. 3 - графитовый блок. [37]

На рис. 42 схематически представлено типовое устройство для введения исходных веществ в тепловой реактор и возвращения их оттуда после необходимого периода облучения нейтронами. С образцами, побывавшими в реакторе и ставшими теперь радиоактивными, следует обращаться на достаточном расстоянии с соблюдением всех мер предосторожности. С высокоактивными веществами необходимо работать с помощью специальных манипуляторов ( механических рук), отгородившись от опасных материалов свинцовой или бетонной стеной. [38]

Совокупная добыча урана и производство на.| Совокупная потребность в разведанных запасах урана, необходимая для обеспечения открытия требуемого числа урановых рудников. [39]

Такая экономия уранового сырья никогда не сможет быть достигнута на пути развития тепловых реакторов с однократным топливным циклом, несмотря ни на какие усовершенствования. По сути дела именно долгосрочная перспектива строительства реакторов БН оправдывает их ускоренный ввод, и программа их развития не должна формироваться под влиянием кратко - или среднесрочной перспективы. [40]

Управление потоком нейтронов ( управление реактивностью, ходом цепной реакции) в тепловых реакторах осуществляют обычно введением регулирующих стержней, часто выполняющих три функции: предохранительную, компенсационную и регулировочную. Стержни в зависимости от положения в реакторе поглощают большее или меньшее число нейтронов, регулируя их возникновение. Знание точного положения регулирующих стержней необходимо в нейтронной физике при измерении реактивности и в теории регулирования для создания обратной связи от положения стержня. Качественная схема изменения потока нейтронов в зависимости от реактивности показана на фиг. Построенные кривые соответствуют состоянию реактора в начале процесса, когда замедлитель и тепловыделяющие элементы еще не нагрелись до высокой температуры. [41]

Со временем происходит изменение активности первоначально чистого тория после облучения его в любом тепловом реакторе при данных потоках тепловых нейтронов, но величина активности в какое-либо время сильно зависит от спектра нейтронов в реакторе. Это отношение потоков в тории может быть понижено путем введения замедлителя между элементами, содержащими торий, и элементами, содержащими делящиеся материалы, или путем применения тонких тепловыделяющих элементов из смеси тория и урана. Этим создается большая вероятность того, что энергия быстрых нейтронов деления при столкновении их с замедлителем упадет ниже порога ( п, 2я) - реакции. [42]

Сходные экономические проблемы относятся и к развитию технологии использования плутония, наработанного в тепловых реакторах, в частности в реакторах LWR. [43]

Для получения других радиоизотопов могут использоваться и сами продукты распада, получаемые в тепловом реакторе. Правда, ядра-осколки, являющиеся результатом расщепления ядра урана, обычно распадаются за какие-то секунды и, следовательно, не годятся для практического использования. [44]

Расширенное воспроизводство S33U с К, немного превышающим 1, возможно я в тепловых реакторах. [45]

Страницы: 1 2 3 4