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.

Источники знаний по быстрым реакторам

МАГАТЭ не ставит своей целью собирать и накапливать все знания по быстрым реакторам как таковые. Цель другая - аккумулировать информацию о том, какие знания по быстрым реакторам существуют в мире, и где они могут быть получены или приобретены. Иными словами, накапливаться будет информация об информации – метаданные, а при возможности и сами документы.

Одновременно с этим будут накапливаться знания и в других формах, в том числе, и полнотекстовые отчёты, научные материалы, производственно-технические документы, словом, всё то, что участники инициативы будут готовы предоставить для открытого доступа другим участникам.

Можно отметить следующие основные характеристики СОЗ БР и выгоды от её использования:

классификационная система знаний, лежащая в основе системы, основана на обобщённом международном опыте и принята странами-участниками;

база знаний в настоящее время включает 50000 метаданных и более 9000 полнотекстовых документов [22];

возможность навигации, быстрого поиска и отбора документов на основе таксономии знаний по быстрым реакторам;

наличие аналитических средств и статистического аппарата, позволяющих анализировать текущую базу знаний или отдельные выборки и выявлять пробелы и их причины в существующей системе знаний;

накапливаемая база знаний метаданных позволит странам участникам получать, обмениваться, покупать и продавать знания. МАГАТЭ, при возрастающей товарной стоимость знаний, выступает в качестве посредника между владельцами знаний и их покупателями.

Важным элементом всей Инициативы по сохранению знаний по быстрым реакторам является разработанная методология и технология создания классификационных систем для сохранения знаний. В будущем подобный механизм может быть расширен и на другие типы реакторов, например, ВВЭР, а также и на другие критические с точки зрения сохранения знаний области ядерной энергетики такие, как высокотемпературная ядерная энергетика или ториевый топливный цикл.

Стоит также подчеркнуть, что работа по реализации системы сохранения знаний идёт постоянно при поддержке стран-участников. В работе участвуют лучшие национальные специалисты и специалисты МАГАТЭ как в области управления знаниями, так и в области быстрых реакторов.

Россия занимает активную позицию по поддержке Инициативы СЗБР и развитию СОЗ БР и играет лидирующую роль в области быстрых реакторов.

Cистематизация и классификация имеющихся материалов очень важна. Их нужно классифицировать и распределять по отдельным разделам, что упростит их поиск.

В нашей стране накоплен объём информации по быстрым натриевым реакторам примерно в размере 10-15 тысячах документов. Во Франции накоплен примерно такой же объём информации, из которого порядка 5 тысяч документов были признаны значимыми и включены в разработанную специализированную базу данных по натриевым быстрым реакторам, так называемую энциклопедию "MADONA". Анализ документов, имеющихся в распоряжении МАГАТЭ, показывает, что к тематике быстрых натриевых реакторов относится примерно 40-45 тысяч публикаций [23].

Это достаточно большой массив информации, накопленный за более чем полувековой период развития быстрых реакторов в мире. Без специализированных баз данных и поисковых систем пользователям будет трудно отыскать необходимую информацию.

Легко убедиться, что в среднем за год во всём мире появляется около одной тысячи публикаций по тематике БР. Для того, чтобы справиться с таким потоком документов необходимо не только создать специализированные базы данных, но и обеспечить их сопровождение, что является дополнительной, но необходимой нагрузкой и требует создания соответствующих структур.

В таксономию по быстрым реакторам могут быть включены документы или метаданные документов. К каждому документу прилагается ключевых слов. Ключевые слова присваиваются каждому документу специалистами в предметной области. Эти слова берутся из тезауруса ИНИС (INIS).

INIS (International Nuclear Information System) – крупнейшее в мире информационное хранилище данных по мирным ядерным технологиям. INIS была создана в 1970 году в ответ на мандат Агентства “увеличить интенсивность обмена научной и технической информацией по мирному использованию атомной энергии” [24].

База данных управляется и администрируется МАГАТЭ в сотрудничестве со 118 государствами-членами Агентства и 23 международными организациями, среди которых Центр обмена информации по энергетическим технологиям (Energy Technology Data Exchange (ETDE)), Международный центр научной и технической информации (International Centre for Scientific and Technical Information (ICSTI)) и другие. Это сотрудничество – одна из главных особенностей INIS. Национальные представительства INIS в странах-членах собирают информацию, которая затем обрабатывается в Агентстве и в конечном итоге предоставляется всем государствам-членам.

Во многих странах-членах Агентства имеется большое количество неоцифрованной литературы. Поэтому с 2007 года специалисты INIS осуществляют программу по ее оцифровке, в которой уже приняли участие такие страны, как Канада, Китай, Россия, Индия, США, Германия, Швеция, Дания, Швейцария, Украина, Польша, Аргентина и Бразилия. Всего в ходе проекта уже оцифровано более 3 миллионов страниц [25].

В библиотеке МАГАТЭ содержится более 50 тысяч различных отчетов и технической документации из стран-членов, некоторые из них датируются сороковыми годами двадцатого века. Перевод этих документов в цифровой формат начался в Августе 2007. Запланированные сроки осуществления проекта – 5-10 лет [26].

Сейчас база INIS насчитывает более 3 миллионов библиографических записей, с каждым годом их число увеличивается более чем на 100 тысяч. В INIS уже содержится более 250 тысяч полных текстовых документов и их количество постоянно растет [27].

Таким образом, INIS является эффективным инструментом, помогающим государствам-членам МАГАТЭ осуществлять управление ядерными знаниями. С момента своего создания и по сегодняшний день она является лидирующим информационным источником документов, литературы и других публикаций по мирному использованию ядерных технологий. INIS находит широкое применение в научных разработках, исследованиях, вопросах юридического регулирования и промышленного применения ядерных технологий.

Главными преимуществами таксономии по быстрым реакторам по сравнению с ИНИС является то, что она покрывает всю область знаний, связанную с быстрыми реакторами, и структурирует информацию, позволяя значительно облегчить поиск документов.

На данный момент в таксономию включены 6 набор документов, полученные из различных источников. Большая часть была взята из базы данных ИНИС и из документов МАГАТЭ (рис.6).

Рис. 6 – Наборы документов

Одной из моих задач было исследование метаданных технических документов по быстрым реакторам и элементов таксономии.

Российская программа по быстрым реакторам Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря [14]. Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии. Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Одна из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем - наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, продиктованное соображениями безопасности.

Система организации знаний по быстрым реакторам Одним из результатов, достигнутых человечеством в начале 21 века, является осознание того, что знания - это ресурс, необходимый для его дальнейшего развития. Ядерные знания - это тот особый значимый ресурс, без которого невозможно устойчивое развитие ядерной энергетики.

Исследование метаданных технических документов Главной целью Системы Организации Знаний по Быстрым Реакторам (СОЗ БР) является гарантированное сохранения знаний и опыта по быстрым реакторам, полученных в различных странах, в той форме, которая будет содействовать эффективному поиску и использованию информации.

Разработка системы поиска документов по таксономии СОЗ БР Подразделение по Управлению Знаниями Департамента Ядерной Энергетики МАГАТЭ проводит активную работу, которая, по моему мнению, способна изменить ситуацию и помочь коллективной работе по созданию единого хранилища знаний по быстрым реакторам на основе таксономии СОЗ БР

ВВЭР - Водо-Водяной Энергетический реактор

 Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. Принципиальная схема реактора ВВЭР представлена на рисунке3:

Рисунок 3. Принципиальная схема реактора ВВЭР

 Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генерируемый, в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник./12/

/BLOCKQUOTE>

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.
Этап интенсивного строительства АЭС