Cтраница 3
Добыча природного газа в 1996 г., млрд. [31] |
Таким образом, ресурсная обеспеченность атомной энергетики мира при сохранении добычи урана на уровне 1996 г. может быть оценена ( без учета возможностей воспроизводства ядерного горючего с помощью реакторов на быстрых нейтронах) по цене до 130 дол / кг почти в 100 лет. [32]
Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах ( БН), которые могут использоваться для получения тепла и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного горючего. Технологическая схема энергоблока такой АЭС представлена на рис. 4.20. Реактор типа БН имеет активную зону, где происходит ядерная реакция с выделением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из 238U, который обычно в ядерных реакциях не используется, и превращают его в плутоний 239Ри, который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного горючего. Тепло ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии. [34]
Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах ( БН), которые могут использоваться для получения тепла и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного горючего. [35]
Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором типа БН. [36] |
Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах ( БН), которые могут использоваться для получения тепла и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного горючего. Реактор типа БН имеет активную зону, где происходит ядерная реакция с выделением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из U-238, который обычно в ядерных реакциях не используется, и превращают его в плутоний Ри-239, который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного горючего. Тепло ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии. [37]
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ, топливный элемент ядерного реактора, Т В Э Л - конструктивный элемент ядерного реактора, в к-ром происходит процесс деления или деления и воспроизводства ядерного горючего. [38]
При определении перспективных типов АЭС и оптимизации их параметров важнейшей задачей является такое направление развития ядерной энергетики, которое позволит решить две актуальнейшие проблемы: производство - дешевой электроэнергии и обеспечение минимальных расходов природного урана с высокоэффективным воспроизводством ядерного горючего, необходимого для обеспечения требуемых темпов наращивания новых мощностей АЭС. [39]
При захвате нейтрона торий-232 образует делящийся уран-233. Интенсивность воспроизводства ядерного горючего в каждом реакторе различна. [40]
В 1972 г. на совещании экспертов МАГАТЭ по быстрым реакторам с газовым охлаждением было отмечено, что газоохлаждаемые быстрые реакторы могут обеспечить время удвоения меньшее или равное времени удвоения натриевых бридеров, их разработку можно осуществлять параллельно с натриевыми бридерами. По вопросам воспроизводства ядерного горючего и времени его удвоения советская и американская концепции значительно различаются. [41]
В любом ядерном реакторе, работающем на уране или тории, наряду с выделением тепла происходит воспроизводство ядерного горючего. Этот процесс называется воспроизводств OJM ядерного горючего. [42]
Захват нейтронов ядрами U-238 сопровождается созданием ядерного горючего, которое может быть химическим путем отделено от U-238. Этот процесс называется воспроизводством ядерного горючего. При делении одного ядра U-235 образуется в среднем 2 5 нейтрона, из которых лишь один необходим для поддержания цепной реакции. В специальных бридерных ( воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. [43]
Захват еитренвв ядрами U-238 сопровождается созданием ядерного горючего, которое может быть химическим путем отделено от U-238. Этот процесс называется воспроизводством ядерного горючего. При делении одного ядра U-235 образуется в среднем 2 5 нейтрона, из которых лишь один необходим для поддержания цепной реакции. Остальные 1 5 нейтрона могут быть захвачены ядрами U-238 и из них могут быть образованы 1 5 ядра Ри-239. В специальных бридерных ( воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. [44]
В любом ядерном реакторе, работающем на уране или тории, наряду с выделением тепла происходит воспроизводство ядерного горючего. Этот процесс называется воспроизводством ядерного горючего. [45]