Техника - молодёжи 1976-05, страница 17
КАРТОГРАММА ПАКЕТОВ ПА ЧЕТ И ТВЭл АКТИВНОЙ ЗОНЫ .1 СЕЧЕНИЕ ПАКЕТА ЗОНЫ ВОСПРОИЗВОДСТВА А-А — пакггы активной эоны С МД1Ш 0*ОГДЩ1НИ«М по у гану-1» О - ПАКЕТЫ АКТИвНОЯ ЮНЫ С ЮЛШНМ 0*ОГАЩ*№«1М ПО У?ДНУ-»1 -пакггы внутмнн«я зоны воспроизводства пак11ы няшн1й зоны воспроиэвод стад - стержни аварийной защиты — ст1ржни комлкнсигующм о рости и энергии (Е > 0,1 МэВ)J, возник тюцие при делении ядер урана-235 и плутония. Э'.и быстрые частицы не только делят ядре, у.рана-235 и плу.ония, но и способны точно попэсть в ядро урана-238, захватиться им и, завязнув в это'м сложном >,„ре, стать то постоянным 239-м нуклоном. Так совершается чудо подобно мифической птице Феникс, сгораю'чей и снова рождающейся из пепла, уран-238 превращается в новое вещество, в искусственный делящийся элемент — плутоний-239, Часть этих ядер может, подобно урану-235, здесь же подвергнулся и делению. При захвате двух-трех-четырех нейтронов возникнув высшие изотопы: плутоний-240, 241, 242 Все они способны под воздействием быстрых нейтронов разделиться на 2 части, как и уран-235, яг.ра же плуто-ния-239 и 241 делятся как быстрыми, так и медленными, то есть тепловыми, нейтронами. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах физика процесса деления атомов такова, что создается избыток этих, не имеющих элек грическо-го заряда проворных нуклонов и под их воздействием рождается новое топливо — плутоний, возникающее из урана-238 по закону рас-шиоенного воспроизводства с коэффициентом 1,3—-1,5 и более. Новый делящийся материал (плутоний) рождается в большем количестве, чем его расходуется Такие быстрые реакторы называются бридерами, или размножителями. I оюло-к- иэл-1 — нно ) 'ПОЧКИ И ВТУЛКИ -OF *А * го. УРАНА 4 'ТОСТОвИК 5 CI.OFK ТЮЛА f ГОГ.ОвКА ПАНЕ1А ПАКЕТ И ТВЭА ЗОНЫ ВОСПРОИЗВОДСТВА 1 МоВ — миллион электрол вольт. Клгоч^ - дверям со'-оовчщ А_омная энергетика, опирающаяся на быстрые реаюоры — размножители топлива, позволяет эффективно переработать ьсе ценнейшие «отбросы» ядерного топливе от тепловых реакторов (отвалы обедненного урана и несгоревший плутоний), то есть практически весь добываемый из недр уран Это кардинальный путь решения проблем I топлива Он позволяет расширить ресурсы уранового топлива не менее чем в 70 раз (с учетом неи-беж. i ix потерь в топливном цикле) Открывается возможность перерсботать в ядерное топливо огромные ресурсы тория. Ьот почему во всем мире признано: главное стратегическое направление развития атомной энергетики— быстрые реакторы—размножители топлива они жо генераторы тепловой и электрической энергии. Но на этом направлении еще много не решенных до конца задач и пока не пройдена даже опытная стадия их .промышленного освоения Этот комплекс включает в себя не только АЭС с быстрыми реакторами, но и их корневую систему — предприятия всего ядерного топливного цикла. Сюда относится технология массового изготовления уран-плуониевого топлива с помощью дистанционных и автоматизированных процессор химическая переработка с глубоким извлечением плутония и урана, их очистка от радиоактивных продуктов деления, надежная консервация и удаление на длительное безопасное захоронение... t - С ОПО* А ПАКГ'А 1- 1Г>Л 3 - 1 ПЛОНОСИИЛ- СЕЧЕНИЕ ПАКЕТ Л АКТИВНОЙ зпнч 6-Б i — оболочка твэла 1 — ьлочкн .отвального» урана * — втулки .оюгащ1нно- ГО- УРАНА 4 — дмстанционмрующ а % проволока j — головка пакета * — СВОРКА ШЛА 7 — хвостовик ШШк *тт<штшФ »*\ • • » »:•» • в г»Ш•••«»#«••• .«I'll I ч Я * * * * ® *'( ff' !«•»»« " Хйййййбг \„ Первопрохс f и флагманы в СССН исследования и разработки быстрых реакторов начались почти 25 лет назад в Физико-энергетическом институте (ФЭИ), в Обнинске В течение 20 лет их возглавлял А. Лейпунский. За это время сооружено несколько исследовательских аппаратов (БР-1, 6Р-2, БР-5, БР-10). В 1969 году в Дмитровогра-де пущена в эксплуатацию первая в Hi шей стране опытная АЭС с быстрым реактором БОР-бО на натриевом теплоносителе мощностью 12 МВт Она работает успешно. В 1973 году завершено сооружение и осуществлен пуск в эксплуатации > крупной опытно-промышленной АЭС с быстрым реактором БН-350 в городе Шевченко тепловой мощностью 1 тыс. МВт. Она призвана вырабатывать электроэнергию (150 МВт) и снабжать Обогревающим паром крупнейший в мире завод по опреснению морской (каспийской) воды. Наряду с БН-35и реи1 1ющая роль в выполнении Директив XXV съезда КПСС об ускорении сооружения и освоения быстрых реакторов отводится третьему блоку Белоярской АЭС (Ур_1л), где в десятой пятилетке должно быть завершено сооружение и начато освоение в эксплуатации самого мощного в мире (на ближайшие 6—7 лет) реактора на быстрых нейтронах БН-600 с натриевым теплоносителем Его электрическая мощность — 600 тыс кЗт. В нчетоящее время здесь выполнена на месте сварка огромного корпуса — бака реактори из нержавеющей столи. Это уникальное инженерное сооружение име ;т диаметр 12,6 м, высоту 13 м. Как ви^ио из 15 |
