Топливный цикл

Cтраница 2

Регенерируемый в замкнутом топливном цикле уран при многократном использовании накапливает в заметных кол-вах изотопы 234U, 23eU ( балласт), снижающие ядерные характеристики топлива, и 232U, ухудшающий его радиац. [16]

Количество различных трансурановых нуклидов [ т / ГВт ( э ] в равновесном замкнутом топливном цикле для. ТР - теплового реактора. БР - быстрого реактора. [17]

В случае замыкания топливного цикла по МА как в тепловых, так и в быстрых реакторах с твердотвэльной композицией и, соответственно, средней по всему топливному циклу плотностью потока нейтронов порядка 1014 н / см-с для ТР и 1015 н / см-с для БР, равновесные количества МА в топливном цикле будут примерно около 1 т / ГВтэл. [18]

Капиталовложения в предприятия топливного цикла на 1 кет мощности АЭС, благодаря высокой теплотворной способности ядерного горючего, значительно меньше удельных капиталовложений в добычу угля и транспорт для тепловой энергетики. [19]

БН развивать предприятия топливного цикла, достичь этого будет нелегко. С чисто экономической точки зрения стимулов может оказаться недостаточно, чтобы немедленно начать программу промышленного освоения. Если в какой-либо стране реакторы БН рассматриваются как желательный компонент долгосрочной энергетической перспективы, необходимо твердо проводить соответствующую национальную энергетическую политику для того, чтобы обеспечить их использование в будущем. Дополнительным средством для укрепления позиций ядерной энергетики в будущем могут стать усовершенствованные тепловые высокотемпературные газовые и тяжеловодные реакторы с использованием ториевого топливного цикла. Такая стратегия сохраняет возможности для непрерывного повышения эффективности топливного цикла с поэтапным вводов реакторных систем и предприятий топливного цикла и постепенным увеличением коэффициента использования ядерного горючего. [20]

Российское ядерное топливо и топливные циклы для энергетических реакторов базируются на современных инженерно-физических принципах проектирования топлива и активных зон, предусматривающих, в частности, применение введенного в топливо выгорающего поглотителя ( гадолиния и эрбия), повышения глубины выгорания топлива. [21]

На рис. 2.1 показан топливный цикл для реакторов с охлаждением обычной водой. [22]

Для программы химико-технологического изучения топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах чехословацкими специалистами была разработана и изготовлена в полном комплексе установка Фрегат-2, которая была установлена в камерах НИИАР. Совместно с ИАЭ, НИИАР, ВНИ-ИНМ, ВНИПИЭТ, ИЯИ ( Фонтене-о - Роз, Франция), ИЯИ ( Ржеж, ЧССР) был разработан также проект радиохимического завода на основе газофторидной технологии для регенерации тепловыделяющих элементов реакторов БН-350 и Рапсодия на производительность 300 т / год. В него вошли аппаратур-но-технологические решения по процессу, прошедшие ранее апробацию на экспериментальном уровне. [23]

Глубина выгорания ядерного топлива любого топливного цикла зависит от ядерной концентрации топлива и замедлителя, степени гетерогенности топлива в ячейке и энергонапряженности активной зоны. Для выбранного расположения топлива в расчетной ячейке и заданной энергонапряженности имеет место экстремальная зависимость глубины выгорания от изменения соотношения ядер рс / рм замедлителя и тяжелого металла. Значение соотношения рс / рм, при котором достигается максимум глубины выгорания и, следовательно, минимальное значение топливной составляющей стоимости электроэнергии, считают оптимальным. При использовании уранового топлива расположение топливной зоны в расчетной ячейке сильнее влияет на глубину выгорания, чем при уран-ториевом топливе в основном за счет большей вероятности резонансного поглощения нейтронов ядрами урана. [24]

Проблему взаимоотношения затрат в топливном цикле можно попытаться разрешить, игнорируя ынешние завышенные цены на делящиеся материалы и определив их стоимость по действительным производственным затратам для определенного топливного цикла. На первый взгляд этот подход кажется нереалистичным, но в действительности он ближе всего подходит к тем условиям, когда ядерное топливо будет более доступно. [25]

Этот отвальный уран в топливном цикле реакторов на тепловых нейтронах далее не участвует и может быть использован когда-либо как сырьевой воспроизводящий материал для получения из него плутония при облучении быстрыми нейтронами в реакторах-размножителях или, в перспективе, в гибридных термоядерных реакторах или в электроядерных реакторах-размножителях. [26]

Наиболее важные характеристики реактора - топливный цикл, относительная ядерная концентрация топлива и замедлителя, взаимное их расположение в ячейке и энергонапряжен - ЛЕЮСТЬ активной зоны. [27]

В ВТГР могут быть применены различные топливные циклы - как чисто урановый ( на слабообо-гащенном уране, который в принципе может быть реализован без химической переработки), так и с использованием тория и плутония, причем для ВТГР особенно выгоден ториевый цикл, KB топлива в котором может достигать единицы. [28]

В ВТГР могут быть применены различные топливные циклы - как чисто урановый ( на слабообогащенном уране, который в принципе может быть реализован без химической переработки), так и с использованием тория и плутония, причем для ВТГР особенно выгоден ториевый цикл, KB топлива в котором может достигать единицы. [29]

Принципиальная схема цепи преобразования природных энергоресурсов в электроэнергию и теплоту. [30]

Страницы: 1 2 3 4