Создание - реакторов-размножитель
Cтраница 1
Создание реакторов-размножителей на быстрых нейтронах является весьма сложной теоретической и практической задачей. Научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в этой области ведутся в СССР уже длительное время. В целях накопления широкого опыта в проектировании, изготовлении и эксплуатации реакторных установок на - быстрых нейтронах были приняты при разработке Шевченковской АЭС и энергоблока Белоярской АЭС различные конструктивные принципы. На Белоярской АЭС построена реакторная установка так называемого интегрального типа, когда насосы и теплообменники первого радиоактивного натриевого контура помещены в единый с активной зоной металлический корпус, в то время как на Шевченковской АЭС указанные аппараты находятся в отдельных железобетонных боксах. [1]
При создании реакторов-размножителей возникло множество технических трудностей. [2]
Позволяют приступить к созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах большой мощности. [3]
Обширные исследования и разработки по программе создания реакторов-размножителей на быстрых нейтронах ведутся в США, Великобритании, Франции, ФРГ и Японии. Интересно отметить, что в США вслед за первыми исследовательскими реакторами в 1956 г. было начато строительство АЭС им. [4]
Обширные исследования и разработки по программе создания реакторов-размножителей на быстрых нейтронах ведутся во Франции, США, Великобритании, ФРГ и Японии. Интересно отметить, что в США вслед за первыми исследовательскими реакторами еще в 1956 г. было начато, по-видимому, преждевременное строительство АЭС им. [5]
Огромные возможности для развития атомной энергетики открываются с созданием реакторов-размножителей на быстрых нейтронах ( брндеров), в которых выработка энергии сопровождается производством вторичного горючего - плутония, что позволит кардинально решить проблему обеспечения ядерным горючим. [6]
Как известно, развиваемое в настоящее время направление по созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и окисным уран-плутониевым топливом в стержневых твэлах с покрытием из нержавеющей стали не может обеспечить необходимое время удвоения делящегося материала - 5 - 6 лет. Причина этого - поглощение нейтронов натриевым теплоносителем и стальным покрытием, смягчение спектра нейтронов кислородом в окисном топливе. [7]
 |
Некоторые характеристики реакторов GBR-4 и БН. [8] |
Впервые в мире на совещании экспертов МАГАТЭ по перспективам развития реакторов БГР в 1972 г. в Минске советскими специалистами А. К. Красиным, Н. Н. Пономаревым-Степным, С. М. Фейнбергом были поставлены задачи по созданию газоохлаждаемых реакторов-размножителей с временем удвоения топлива примерно четыре-пять лет. Условием получения столь малого времени удвоения топлива в реакторах-размножителях является использование карбидного ядерного топлива, высокие объемная плотность теплового потока в активной зоне и давление теплоносителя. [9]
США первые в мире в 1951 г. построили опытный реактор-размножитель на быстрых нейтронах, а в настоящее время в этом деле они отстают от крупных стран мира - СССР, Великобритании и Франции. Строительство промышленной АЭС отложено до 1986 г. До 1979 г. на работы по созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах США намечают инвестировать примерно 2 8 млрд. долл. [10]
Колоссальность запасов тория и урана обусловлена тем, что они содержатся не только в специальных рудах, но и в таких повсеместно распространенных материалах, как гранит. В каждой тонне гранита в среднем содержится 3 г урана и 12 г тория. Таким образом, создание реакторов-размножителей является не просто очередным техническим достижением, но и решением проблемы снабжения человечества энергией на много геологических эпох вперед. Перспективная стоимость переработки одной тонны гранита оценивается примерно в два рубля. Для верхней границы стоимость 1 кВт - ч энергии получается 0 2 коп. [11]
Колоссальность запасов тория и урана обусловлена тем, что они содержатся не только в специальных рудах, но и в таких повсеместно распространенных материалах, как гранит. В каждой тонне гранита в среднем содержится 3 г урана и 12 г тория. Таким образом, создание реакторов-размножителей является не просто очередным техническим достижением, но и решением проблемы снабжения человечества энергией на много геологических эпох вперед. Перспективная стоимость переработки одной тонны гранита оценивается примерно в два рубля. Для верхней границы стоимость 1 кВт - ч энергии получается 0 2 коп. [12]
Страницы: 1