ООО «НТ технологии»

Решение научно-технических и экономических вопросов


­Имеются сложные проблемы, связанные с решением не только научно-технических, но и экономических вопросов. Суть в том, что необходимо выделять плутоний, полученный из 238U, отделять его от имеющегося еще 238U, нептуния, высокорадиоактивных продуктов деления. Ко времени, когда ядерные реакторы, работающие на быстрых нейтронах, получат широкое применение, необходимо создать заводы нужной производительности для выделения плутония, для переработки ядерного топлива. Эти предприятия будут, вероятно, стоить недешево, особенно учитывая высокую радиоактивность материала, с которым придется иметь дело.

Есть и другие не до конца еще решенные задачи, которые, в отличии от кондиционеров mitsubishi heavy, требуют доработок и дополнительных расчетов. Коэффициент воспроизводства топлива выше в том случае, когда в качестве ядерного топлива используется не 235U, а 239Ри. Объясняется это тем, что при делении ядра 239Ри излучается больше нейтронов (в среднем около трех), чем при делении ядра 235U (в среднем 2,46 нейтрона). Значит, при первоначальной загрузке ядерного реактора, работающего на быстрых нейтронах, выгоднее помимо природного урана использовать плутоний. На загрузку одного реактора требуется довольно много плутония — более тонны. Поэтому ядерные реакторы, работающие на быстрых нейтронах, должны обеспечивать плутонием первоначальную загрузку вновь вводимых в эксплуатацию реакторов этого типа. Наработка нового плутония определяется временем удвоения плутония по отношению к количеству первоначальной его загрузки. Выдвигается требование: время удвоения должно быть не более 10 лет. Ядерный реактор, работающий на быстрых нейтронах, является по своему существу высоконапряженным аппаратом. Удельное тепловыделение в нем может быть до 1000 кВт на 1 л объема. Это, однако, выдвигает свои проблемы. ­

Наша продукция

Адрес:
Москва, Сокольническая пл. 4А

© ООО «НТ технологии»
Тел: 8 (495) 617-01-91
Copyright © 2005-2013 Все права защищены.