Перспективы развития быстрых реакторов Источники знаний по быстрым реакторам Методическое руководство к расчёту Водо-водянных реакторов в курсовом проектировании Гомогенный реактор с отражателем Основы физики ядерных реакторов

Быстрый реактор БН , водо-водянной реактор ВВР. Курсовые проекты

Первая в мире атомная электростанция (АЭС), построенная в городе Обнинске под Москвой, дала ток в июне 1954 года. Мощность ее была весьма скромной – 5 МВт. Однако она сыграла роль экспериментальной установки, где накапливался опыт эксплуатации будущих крупных АЭС. Впервые была доказана возможность производства электрической энергии на основе расщепления ядер урана, а не за счет сжигания органического топлива и не за счет гидравлической энергии.

Перспективы развития быстрых реакторов

Главными факторами, влияющими на развитие ядерно-энергетических систем нового поколения в XXI веке, будут: экономика, безопасность, устойчивость с точки зрения нераспространения и защита окружающей среды, включая улучшение использования ресурсов и сокращение образования отходов. Многие будущие инновации будут сосредоточены на системах на быстрых нейтронах, которые могут производить больше делящегося материала в форме плутония-239, чем они потребляют. Быстрые нейтроны в быстрых реакторах также обеспечивают возможность использовать или преобразовывать некоторые долгоживущие радиоизотопы, в результате чего сокращается нагрузка на окружающую среду вследствие обращения с высокоактивными отходами. Сложность этих особенностей дает определенное объяснение, почему эти системы находились на различных стадиях разработки в течение более 50 лет и продолжают развиваться и выдвигать инновационные концепции.

Общепризнанной является роль реакторов на быстрых нейтронах для будущего развития ядерной энергетики как основы решения проблемы топливного обеспечения с использованием как уран-плутониевого, так и торий-уранового замкнутых топливных циклов.

Важна роль разработки и внедрения нового поколения реакторов на быстрых нейтронах и новых методов переработки ядерного топлива для замыкания ядерного топливного цикла и решения проблемы практически неограниченного топливного обеспечения ядерной энергетики.

Признанный передовой уровень технологии быстрых реакторов в России - стране, эксплуатирующей коммерческий реактор этого типа, в сочетании с опытом переработки ядерного топлива позволит России в долговременной перспективе претендовать на роль одного из лидеров мировой ядерной энергетики, снабжающего услугами по производству и переработке ядерного топлива многие страны мира при одновременном снижении опасности распространения ядерного оружия, в том числе путем энергетической утилизации "оружейного" плутония.

Со времени начальной стадии разработки ядерных реакторов была создана серия экспериментальных и прототипных быстрых реакторов (первый быстрый реактор достиг критичности в 1946 году). В результате проектирования и эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, таких, как прототипный быстрый реактор (PFR) мощностью 270 МВт (эл.) в Великобритании, прототипный реактор Phénix во Франции, реактор БН-350 в Казахстане, БН-600 в России, реактор на быстрых нейтронах в Мондзю в Японии и реактор Superphénix во Франции (если назвать только крупные), был накоплен базовый опыт, превышающий 300 реакторо-лет. Эволюция быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем продолжается в процессе строительства Индией на ее площадке в Калпаккаме быстрого реактора с натриевым теплоносителем мощностью 500 МВт (эл.), котороe должно быть завершено в 2010 году. В Индии планируется строительство еще четырех быстрых реакторов такой же мощности. Российская Федерация также продолжает строительство реактора БН-800, которое должно быть завершено к 2012 году [9].

Чтобы продлить срок службы ядерной энергетики, необходимо развивать технологии по быстрым реакторам, которые в свою очередь способны производить новый делящийся материал и уменьшать количество ядерных отходов. Концепция быстрых реакторов не является новой, несколько реакторов успешно функционируют. Пока их использование не является экономически выгодным.

Однако для некоторых стран, особенно для Индии, ограниченные запасы урана делают использование быстрых реакторов более выгодным в краткосрочной перспективе.

В настоящее время, развивается несколько технологий по быстрым реакторам, включая различные виды топливных циклов и теплоносителей. Главная задача остается прежней – уменьшить себестоимость реакторов.

Так же надо учитывать, что для разных стран могут подходить различные типы реакторов и топливных циклов.

Перспективы роста и развития ядерной энергетики зависят от решения ряда проблем, которые включают:

продолжение усердных усилий по обеспечению безопасности и надежности ядерных установок;

повышение экономической конкурентоспособности;

достижение и сохранение доверия населения к ядерной энергетике;

сохранение и повышение компетентности кадровых ресурсов;

продолжение успешного обращения с отработавшим топливом и радиоактивными отходами

демонстрация успешных результатов окончательного захоронения отработавшего топлива и высокоактивных отходов;

обращение с ядерным топливом и принятие его перевозки;

поддержание доверия к ядерному нераспространению и физической ядерной безопасности;

создание приемлемой инфраструктуры в странах, внедряющих ядерную энергетику;

обеспечение разработки апробированных проектов реакторов, подходящих для конкретных стран;

эффективное и устойчивое использование ресурсов в долгосрочной перспективе.

Производственные мощности ядерных поставщиков в целом уменьшились за прошедшие 20 лет. Не только сократилось число проектировщиков реакторов, и уменьшился выбор реакторов, но и стало меньше инженеров-архитекторов и проектных организаций, обладающих опытом осуществления крупных ядерно-энергетических проектов [10]. Трудности, связанные с набором, обучением и подготовкой персонала и приобретением опыта, необходимого для поддержки роста и развития ядерной отрасли, могут ограничить планы расширения даже в тех некоторых странах, которые имеют утвердившиеся ядерные программы.

Многие страны, выражающие заинтересованность во внедрении ядерной энергетики, в настоящее время не имеют необходимой инфраструктуры. Им могут понадобиться значительное время и значительные ресурсы для приобретения надлежащей компетентности для внедрения ядерных установок. Будущие вызовы могут включать внесение институциональных инноваций и усовершенствований в порядок функционирования отрасли, включая возможность обмена информацией об одобрении лицензий на проекты, совместное использование региональной ядерной инфраструктуры, в том числе установок топливного цикла и международных хранилищ.

Эффективность использования ресурсов и топлива может быть повышена посредством внедрения быстрых реакторов и закрытого топливного цикла. В рамках этой системы уран и плутоний рециклируются из отработавшего топлива, и улучшается использование урановых ресурсов, а также сокращается содержание долгоживущих радиоактивных нуклидов в отходах.

Согласно последним оценкам глобальных запасов урана, опубликованным МАГАТЭ в 2008 году, установленные традиционные ресурсы урана составляют 5,5 млн. тонн [11]. Это соответствует почти 100 годам потребления на нынешнем уровне. Хотя это и высокий показатель по сравнению с другими минеральными ресурсами, важная задача состоит в улучшении использования запасов урана, т.е. в повышении производства энергии на тонну добытого урана.

Одна из мер по повышению эффективности использования имеющихся ресурсов – внедрение реакторов на быстрых нейтронах и соответствующих топливных циклов. При многократном рециклировании производство энергии на тонну урана может возрасти почти в 60 раз по сравнению с нынешними легководными реакторами.

Международное сотрудничество в области сохранения знаний по быстрым реакторам В последние годы наблюдается международная кооперация в области ядерной энергетики. При активном участии российских специалистов МАГАТЭ развивает крупный международный проект INPRO [1]. Его цель – выработка принципов обеспечения безопасности и эффективности крупномасштабной ядерной энергетики, а также объединение обладателей ядерных технологий и будущих пользователей для совместных действий, направленных на усовершенствование ядерных реакторов и их топливных циклов.

Действующие реакторные технологии Большинство из действующих атомных энергоблоков используют легководные реакторы (LWR) - 82% от общего числа блоков. На долю тяжёловодных установок приходится 10%, газоохлаждаемых - 4%, и реакторов с водным охлаждением и графитовым замедлителем - 4%. В мире действуют также несколько быстрых реакторов с натриевым теплоносителем

Технико-экономические показатели быстрых реакторов Пока запасы органического топлива продолжали стремительно иссякать, миллиарды долларов в развитых странах были истрачены на разработку альтернативных способов получения энергии, но эффективных технологий так и не нашли. Американцы, например, потратили несколько миллиардов долларов на развитие ветряных станций, но в итоге признали, что их доля едва ли когда-нибудь превысит 5% от общего объема производимого в стране электричества.

Сложности, связанные с быстрыми реакторами Удивляться тому, что внедрение столь привлекательного на первый взгляд ноу-хау в массовое производство так и не состоялось, не стоит.

РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный

 РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводяная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема - на рис.5. /1/

Рисунок 5. Принципиальная схема реактора РБМК 

 Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров (см.рис.5). По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ. /5/

 Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO2), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации. /8/

АЭС использует ядра тяжелых элементов – урана и плутония. При делении ядер выделяется энергия – она и «работает» в атомных электростанциях. Но можно использовать только ядра, имеющие определенную массу – ядра изотопов. В атомных ядрах изотопов содержится одинаковое число протонов и разное – нейтронов, из за чего ядра разных изотопов одного и того же элемента имеют разную массу. У урана, например, 15 изотопов, но в ядерных реакциях участвует только уран 235.
роллы дешево
Этап интенсивного строительства АЭС