Тепловой реактор

Cтраница 4

Топливный потенциал развития атомной энергетики при использовании быстрых реакторов. [46]

Развитие атомной энергетики в два этапа предполагает длительное, до 50 лет, сосуществование тепловых реакторов на уране 235, пока есть дешевый уран, и быстрых реакторов, которые вводятся на плутонии из оружейных запасов и из тепловых реакторов и практически не имеют ограничений по топливным ресурсам. [47]

Обычные испытательные линейные ускорители обеспечивают получение импульсов длительностью 0 1 - 10 икс, а тепловые реакторы до миллисекунд. В последнее время для индуцирования фототоков используют лазерные установки, создающие эффект, аналогичный - излучению. [48]

Вполне правдоподобно, что урановый век или, точнее, нужда в больших количествах урана для тепловых реакторов продлится всего 50 - 60 лет, с возрастающими добавками тория и плутония из реакторов-размножителей вплоть до овладения термоядерным синтезом, когда энергетическим источником будет служить тяжелый водород. [49]

В связи с относительно большей сложностью быстрые реакторы при равной мощности по удельным капиталовложениям несколько уступают тепловым реакторам. Выигрыш в топливной составляющей стоимости электроэнергии ( за счет воспроизводства горючего и более высокого коэффициента полезного действия) не может дать полной экономической компенсации. Однако есть вполне реальная возможность обеспечить необходимую конкурентоспособность быстрых реакторов путем увеличения единичной мощности блока. Для этого требуется повысить их мощность по сравнению с тепловыми реакторами процентов на тридцать. [50]

Согласно [71, 72] натриевые бридеры на основе окисного смешанного топлива могут обеспечить наработку избыточного плутония, направляемого на развитие тепловых реакторов, на уровне ( 100 - - 140) кг Ри / ГВт ( э) год. Гелиевые бридеры на основе ( U Pu) O2 имеют более высокие показатели по наработке избыточного плутония и могут обеспечить ( 160 Ч - 220) кг Ри / ГВт ( э) год. Однако указанные темпы наработки плутония не являются достаточными для качественного снижения темпа потребления природного ядерного горючего в системе тепловых и быстрых реакторов. [51]

Изменение под облучением механических свойств материалов в быстрых реакторах-размножителях является проблемой еще более серьезной, чем в случае тепловых реакторов. Поведение активной зоны реактора контролируется радиационным и термическим крипом и деформацией, обусловленной распуханием. [52]

Плоский реактор с бесконечным отражателем. [53]

Использование аналитического метода для рассмотрения процессов замедления и диффузии нейтронов в системах с отражателем затруднительно даже в случае чисто теплового реактора, для которого характерна в основном диффузия тепловых нейтронов. [54]

На рис. 3, 4 показана сравнительная оценка совокупной потребности в уране для вариантов развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего и с применением реакторов БН и мировых ресурсов урана. Из этих рисунков видно, что хотя суммарные геологические ресурсы урана достаточны для поддержания в течение прогнозируемого периода на нужном уровне добычи урана в варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего ( кривая 1), тем не менее вскоре после 2000 г. необходимо будет существенно увеличить в них долю разведанных запасов и обеспечить начало разработок на новых месторождениях. В связи с этим необходимо интенсифицировать разведку урановых месторождений. [55]

Схема гетерогенного теплового. [56]

Объем активной зоны варьируется от десятых долей литра в некоторых реакторах на быстрых нейтронах до десятков кубометров в больших тепловых реакторах. [57]

Страницы: 1 2 3 4