Cтраница 1
Использование тория в качестве компонента сплавов в значительной степени повышает их устойчивость по отношению к высоким температурам. [1]
Имеются в виду ядерные реакторы с использованием тория в качестве горючего. [2]
В соответствии с Вашим поручением сообщаем соображения об использовании тория и о потребности тория на 1949, 1950 и 1951 годы. [3]
Предложено [3, 4] несколько вариантов вовлечения тория в ядерный топливный цикл, которые не требуют коренной перестройки сложившейся инфраструктуры и предусматривают на этапе становления использование тория, уже накопленного в качестве побочного продукта при производстве редкоземельных металлов. Один из вариантов [4] предусматривает загрузку в реактор ВВЭР-1000 гетерогенной топливной сборки, состоящей из зон запала и бланкета. Композиция UC - ThCb содержит 9 - т - 14 % UO2, включающего 20 % U-235, т.е. основная масса бланкета состоит из тория. Другие варианты вовлечения тория в ядерно-энергетический цикл [3] предусматривают использование и легководного, и быстрого реакторов; торий вовлекается в композиции с ураном и с плутонием в оксидном и металлическом виде. [4]
Предложено [3, 4] несколько вариантов вовлечения тория в ядерный топливный цикл, которые не требуют коренной перестройки сложившейся инфраструктуры и предусматривают на этапе становления использование тория, уже накопленного в качестве побочного продукта при производстве редкоземельных металлов. Один из вариантов [4] предусматривает загрузку в реактор ВВЭР-1000 гетерогенной топливной сборки, состоящей из зон запала и бланкета. Композиция UO2 - ThO2 содержит 9 - - 14 % UCb, включающего 20 % U-235, т.е. основная масса бланкета состоит из тория. Другие варианты вовлечения тория в ядерно-энергетический цикл [3] предусматривают использование и легководного, и быстрого реакторов; торий вовлекается в композиции с ураном и с плутонием в оксидном и металлическом виде. [5]
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. [6]
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. [7]
Согласно оценке, с помощью деления изотопа урана U-235 можно получить 4000 - 7000 трлн. кВт - ч энергии, что достаточно для обеспечения мировых потребностей в энергии при современном объеме потребления в течение 100 - 200 лет. Использование тория и урана-238 может намного увеличить количество доступной атомной энергии. [8]
Основная масса урана - изотоп U-238 ( 99 28 % всей массы) при захвате нейтронов превращается во вторичное горючее - плутоний Ри-239. Возможно также использование тория, который при захвате нейтронов превращается в делящийся изотоп урана U-233. Реакция деления происходит в ядерном реакторе. Ядерное топливо используют обычно в твердом виде. Его заключают в предохранительную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы называют твэлами. Их устанавливают в рабочих каналах активной зоны реактора. [9]
Соотношение между образованием нового топлива и выгоранием ядерного горючего характеризуется KB - коэффициентом В. В тепловых реакторах с использованием тория он может неск. Для реакторов на быстрых нейтронах KB может быть существенно больше 1 ( расширенное В. [10]
В текущем пятилетии намечено построить до 10 типов атомных реакторов электрической мощностью от 50 до 200 тысяч киловатт каждый. Будут построены реакторы на быстрых и медленных нейтронах, на нейтронах промежуточных энергий, с замедлителями из графита, бериллия, тяжелой и простой воды, с газовым, водяным и металлическим охлаждением. Будет построен мощный реактор с использованием тория. [11]
Ни один из них не делится под действием тепловых нейтронов, но, захватывая быстрые нейтроны, они превращаются в делящиеся изотопы Ри-239 и U-233. Таким путем запасы ядерного топлива теоретически увеличиваются более чем в 100 раз за счет использования урана и еще в 2 - 3 раза за счет использования тория. [12]
Использование тория в атомной энергетике может не более чем вдвое увеличить ее топливные ресурсы. [13]
Калиброванные образцы отжигают в вакууме при температуре 1100 С. В результате их плотность, прочность, твердость и пластичность увеличиваются. Эти свойства наряду с высокой химической чистотой необходимы для использования тория в производстве атомной энергии. Компактный торий имеет плотность около 11 5 з / сж3, температуру плавления 1700 С. [14]