Внешний источник - нейтрон
Cтраница 1
Внешний источник нейтронов в этом случае может быть использован только для повышения безопасности работы реактора. Скорость сжигания TRU будет равна 300 кг / ГВттепл год как в критическом, так и в подкритиче-ском режимах работы реактора. [1]
Резерфорд, по-видимому, был поглощен мыслью о внешнем источнике нейтронов, которого тогда ( как и сейчас) не имелось для экономически выгодных применений, но это и подавило идею использования цепной реакции. [2]
Изменяя положение О ] потенциометра Я /, устанавливают долю з ( 1) внешнего источника нейтронов. [3]
При АГ9фф1 каждое новое поколение нейтронов вызывает все меньшее и меньшее число делений и реакция без внешнего источника нейтронов быстро затухает. При / Сэфф1 число делений поддерживается на постоянном уровне. Такой режим самоподдерживающейся цепной реакции называется критическим и создается в ядерных реакторах. При / Сэфф1 каждое новое поколение нейтронов вызывает все большее число делений и цепная реакция лавинообразно нарастает. Поскольку нейтроны деления очень быстро ( через 10 - г - 10 - 8 с) захватываются другими ядрами урана и вызывают их деление, такая цепная реакция очень быстро нарастает и имеет характер взрыва, сопровождающегося огромным выделением энергии и повышением температуры окружающей среды до нескольких миллионов градусов. Цепная реакция такого рода происходит при взрыве атомной бомбы. [4]
 |
Схема развития цепной реакции деления урана U238. [5] |
При / С8фф1 каждое новое поколение нейтронов вызывает все меньшее и меньшее число делений и реакция без внешнего источника нейтронов быстро затухает. При / Сэфф 1 число делений поддерживается на постоянном уровне. [6]
Тогда же сотрудниками ЛФТИ К. А. Петржаком и Г. Н. Флеровым было открыто спонтанное ( самопроизвольное) деление ядер атомов урана, освобождавшее от необходимости использования посторонних внешних источников нейтронов для возбуждения цепной ядерной реакции. [7]
Замыкание топливного цикла при использовании реакторов на тепловых нейтронах не решает проблемы принципиального улучшения эффективности использования топлива даже в случае жидкосолевых ториевых бридеров и конверторов с внешним источником нейтронов - по причине неудовлетворительного баланса нейтронов при делении ядерного топлива в тепловом спектре нейтронов. [8]
Проблема 237Np в основном связана с использованием 235U на первоначальном этапе развития ЯЭ, когда в ЯЭ преобладают реакторы на тепловых нейтронах, которые даже в замкнутом топливном цикле не могут работать без подпитки их 235U, и в них не менее половины актов деления осуществляется с участием 235U и ядер этого семейства. Следовательно, в реакторах на тепловых нейтронах невозможно сжечь более 1 4 % добытого урана. В случае использования внешнего источника нейтронов при работе реакторов на уровне подкритического режима с / Ceff 0 95, доля делений ядер 235U и актинидов из этого семейства может быть снижена до 25 %, т.е. 75 % делений может происходить с участием 238U и актинидов из этого семейства. В этом случае в идеале может быть потреблено до 2 8 % добытого урана. [9]
Теперь рассмотрим, как осуществляется производство третьего вида делящегося вещества - ураиа-233. В его составе нет природного ядерного горючего, каким в естественном уране является уран-235. Именно он и служит источником нейтронов в реакторе на природном уране. Для превращения тория в ядерное горючее - уран-233 - необходимы мощные внешние источники нейтронов. [10]
Газ-носитель, содержащий Хе, Кг, аэрозоли, а также летучие фториды Мо, Тс и Те, поступает в систему химических сорбентов или вымораживающих ловушек. Очищенный от осколочных элементов инертный газ возвращают в петлевую установку. После процесса разделения Мо и сопутствующих молибдену осколочных элементов, последние утилизируют. Производительность такой петлевой установки на 235U тепловой мощностью 100 кВт, работающей в стационарном режиме, может обеспечить наработку более 1000 Ки Мо в неделю. Предлагаемый способ дает возможность значительно снизить количество радиоактивных отходов в сравнении с традиционным производством осколочных радионуклидов и не нуждается в регенерации обогащенного урана. В качестве внешнего источника нейтронов может рассматриваться не только ядерный реактор, но и линейный или циклический ускорители. [11]
Страницы: 1