Cтраница 2
Так, если следовать морфологическому методу прогнозирования, мы должны будем рассмотреть более 4 тыс. реакторов: 1) по типу деления ядер ( 3) - тепловыми нейтронами ( до 1 эВ), промежуточными ( 1 - 10J эВ), быстрыми ( выше 10J эВ); 2) по типу горючего ( 5) - природный уран ( 0 7 % U-235), слабообогащенный уран ( до 5 % U-235), высокообогащенный уран ( до 90 % U-235), Pu - 23d, U-233; 3) по типу теплоносителя ( 4) - вода ( НаО, D20), жидкая органика ( дифенил, терфенил), жидкие металлы ( Na, NaK, Bi, Pb), газы ( воздух, G02, He, H2); 4) по типу замедлителя ( 3) - вода ( Н20, D20), жидкая органика, твердые вещества ( графит, BeO, ZrH); 5) по типу регулирования ( 4) - механические стержни, выгорающие поглотители, газовое регулирование, движение замедлителя; 6) по типу горючего ( 6) - металлическое, дисперсное, керамическое, жидкометаллическое, водные растворы, газообразное. [16]
Высокообогащенный уран предпочитают чаще использовать в экспериментальных энергетических реакторах, которые с целью получения более экономичных установок делают компактными, и в военных энергетических реакторах, компактность которых является необходимым требованием. Для улучшения теплоотдачи высокообогащенный уран разбавляют алюминием в исследовательских реакторах и цирконием или нержавеющей сталью в энергетических реакторах. [17]
Реакторы транспортных установок также должны непрерывно вырабатывать энергию в течение достаточно длительного времени, не требуя остановок для замены тепловыделяющих элементов. В них используется высокообогащенный уран, что создает известные преимущества, потому что в сплавы с обогащенным ураном можно вводить большие количества легирующего металла. Такие сплавы в данной главе рассматриваться не будут, так как она почти полностью посвящена сплавам с большим содержанием урана. [18]
Наибольшим спросом пользуется малообогащенный уран с содержанием 235и порядка 3 % для реакторов на обычной воде. Для исследовательских и военных целей применяют высокообогащенный уран. [19]
С точки зрения обеспечения атомной энергетики ядерным горючим весьма перспективным является применение реакторов-размножителей ( бридеров) на быстрых нейтронах. Сооружение первого промышленного быстрого реактора на высокообогащенном уране с жидким натриевым теплоносителем завершено на Шевченковской АЭС, где вырабатываемое этим реактором тепло будет использоваться как для производства электроэнергии, так и в установке для опреснения морской воды. [20]
Для примера можно сослаться на данные о размножающем реакторе с тепловой мощностью 500 тыс. кет. В его центральной зоне, имеющей форму цилиндра с высотой и диаметром 980 мм, помещается высокообогащенный уран. Вокруг сердечника расположена оболочка из обычного или из обедненного урана. Предусматривается специальная система охлаждения как центральной части, так и оболочки. Наибольшая трудность возникает при охлаждении сердечника, ибо в нем выделяется около 90 % тепла. [21]
ТБФ-25-процесс применяется для переработки твэлов на основе обогащенного урана с помощью экстракции ТБФ. В отличие от пурекс-процесса в нем не требуется отделения и очистки от плутония, поскольку в высокообогащенном уране образуются лишь незначительные количества плутония. [22]
Через 15 лет Бимс продемонстрировал в университете Виргинии действующую центрифугу и вскоре после этого успешно разделил изотопы хлора. Первая попытка использования газовой центрифуги для разделения изотопов урана была предпринята в США во время второй мировой войны в целях производства высокообогащенного урана в рамках программы создания атомного оружия. Хотя отдельные центрифуги были разработаны, изготовлены и успешно функционировали, технологии изготовления высокоскоростных вращающихся машин соответствующего уровня в то время не было, и в 1943 г. от центробежного метода отказались в пользу газовой диффузии. Тем не менее основы теории газовой центрифуги были разработаны именно в этот период. [23]
Ряд реакторов спроектирован специально для исследования изменения свойств различных материалов при высоких уровнях облучения. В качестве топлива используется высокообогащенный уран ( 93 % U238), для замедления и охлаждения применяют обычную воду. Тепловыделяющие элементы представляют собой пластины, изготовленные из сплава алюминия и урана. Бак заполнен водой, и доступ к активной зоне реактора, например с целью замены тепловыделяю. [24]
III) следует, что в энергетических реакторах, работающих на природном или слабообогащенном уране, а также в однозонных ториевых реакторах-размножителях выгорает только небольшая часть ядерного топлива. Реакторы, действующие на высокообогащенном уране, могут работать с большим процентом выгорания, но и здесь в отработанном ядерном топливе остается значительная часть исходного делящегося материала. [25]
Кроме того, торий более распространен в природе, чем уран. Наряду с применением чистого металлического тория в виде блоков для облучения в реакторах тепловыделяющие элементы для реакторов изготавливаются также из сплавов тория с обогащенным ураном. В этих сплавах торий служит также материалом-разбавителем высокообогащенного урана. [26]
Действительно, простая диаграмма на рис. 6.1 не дает полных сведений об условиях растворимости ура-ннлсульфата. Гидролиз ураяил-иопа, усугубленный повышением температуры, приводит к разделению на фазы, состав которых не может быть выражен формулой, содержащей в качестве компонентов воду и уранилсуль-фат. Следовательно, подобные разбавленные растворы, предназначенные для использования в качестве реакторного топлива и содержащие высокообогащенный уран, должны приготовляться с избытком H2SO4s чтобы устранить явление гидролиза. [27]
На заводе в Саваана-Ривер ( СРЗ) имеются две экстракционные установки для переработки облученных материалов. ТБФ в типичном пурекс-процессе, который обычно применяют для извлечения урана и плутония из естественного или низко-обогащенного уранового топлива. На другой установке используется разбавленный ТБФ ( 3 5 %); она предназначена главным образом для переработки высокообогащенного урана. В число других процессов на СРЗ входят извлечение плутония из Ри - Al-сплава и урана-233 из облученного тория. [28]
Через три года после завершения нашей ленинградской разработки первый завод, оснащенный центрифугами, был запущен. В течение 30 лет - вплоть до окончания холодной войны - Советский Союз смог держать в секрете тот факт, что высокообогащенный уран для арсенала из десяти тысяч боеголовок был наработан четырьмя обогатительными заводами, оснащенными миллионами простых подкритических центрифуг. [29]
Гексафторид урана, обогащенный или обедненный на газодиффузионном заводе, восстанавливается до UF4 при взаимодействии с водородом. Так как тепла, выделяющегося при реакции, не хватает для поддержания высокой скорости реакции, то газовую смесь подогревают. В больших реакторах, используемых для производства низкообогащенного урана, высокая температура поддерживается путем нагревания стенок реактора. Этот метод вызывает чрезмерное разложение получаемого продукта, если применяются небольшие реакторы, необходимые для переработки высокообогащенного урана. В небольших реакторах тепло возникает внутри в результате взаимодействия водорода с избытком фтора, добавляемого к смеси. [30]