19953

Современный этап развития ядерной энергетики. Реакторы на тепловых и быстрых нейтронах

Лекция

Физика

Конкретные пути решения задач, поставленных Президентом, представлены в «Стратегии развития ядерной энергетики России до середины XXI века», принятой Минатомом России в 2000-м году и одобренной Правительством РФ. В последующие годы были разработаны и приняты к исполнению ряд конкретных программ по направлениям. Некоторые из них включают разделы связанные непосредственно с решением проблем экологии и выводом АЭС из эксплуатации, эти задачи обеспечиваются значительной финансовой поддержкой.

Русский

2013-08-13

87.44 KB

12 чел.

Конспект занятия 1.

Цель.

Дать общие представления о современном этапе развития атомной энергетики. Рассмотреть последовательность этого развития от первоначальной идеи к техническому воплощению, основываясь на конкретных примерах и исторической хронологии.

План.

  1. Современный этап развития ядерной энергетики. Реакторы на тепловых и быстрых нейтронах.
  2. Концепция Э. Ферми и А. Лейпунского. Историческая справка о развитии реакторов на быстрых нейтронах.  
  3. Энергетические реакторы на быстрых нейтронах: действующие и перспективные, их сравнительные характеристики, проблемы безопасности.

Развитие человеческой цивилизации всегда было связано с поиском и использованием источников энергии. Прошлый и настоящий век в истории, наверное, будут названы веками освоения и использования энергии атома.

Инициатива Президента Российской Федерации 6 сентября 2000 года в ООН непосредственно касалось будущего развития ядерной энергетики. Отмечены следующие наиболее важные, в том числе политически, моменты развития современной энергетики:

- обеспечение устойчивого развития человечества энергией без ограничений со стороны ресурсов топлива и отравления внешней среды продуктами горения.

- закрытие каналов получения «ядерной взрывчатки», связанной с ядерной энергетикой.

- завершение сокращения ядерных арсеналов, начатого РФ и США, всеобщим и полным запрещением и ликвидацией ядерного оружия.

Конкретные пути решения задач, поставленных Президентом, представлены в «Стратегии  развития ядерной энергетики России до середины XXI века», принятой Минатомом России в 2000-м году и одобренной Правительством РФ. В последующие годы были разработаны и приняты к исполнению ряд конкретных программ по направлениям. Некоторые из них включают разделы связанные непосредственно с решением проблем экологии и выводом АЭС из эксплуатации, эти задачи обеспечиваются значительной финансовой поддержкой.

Необходимо подчеркнуть существенную разницу двух направлений развития ядерной энергетики при использовании реакторов на тепловых и быстрых нейтронах[1].

Первое направление (реакторы на тепловых нейтронах) в настоящее время весьма широко используется в ядерной энергетике, но имеет ряд существенных недостатков:

- проблема топливных ресурсов решается за счет увеличения добычи урана.

- радиоактивные отходы в основной своей массе не перерабатываются, а захораниваются.

- вопросы безопасности сводятся к рассмотрению наиболее вероятных аварий, увеличению требований к оборудованию и персоналу.

-проблема нераспространения решается усилением контроля за делящимися материалами.

Второе направление (реакторы на быстрых нейтронах) в настоящее время не имеют широкого применения в ядерной энергетике, но представляются достаточно перспективными по следующим причинам:

- проблема топливных ресурсов может быть решена естественным воспроизводством ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах.

- радиационно-эквивалентное захоронение радиоактивных отходов без нарушения природного радиационного баланса за счет глубокой очистки отходов, возвращения и сжигания их в быстрых реакторах.

- естественная безопасность подразумевает исключение тяжелых аварий за счет присущих быстрым реакторам внутренних физических качеств и закономерностей.

Считаю  необходимым привести цитату из лекции профессора В.В.Орлова [1]:

  «Недавно стали известны выступления Э.Ферми в 1944г.- создателя первого в мире ядерного реактора (Чикаго,1942 г.)- относительно использования ядерной энергии в мирных целях. Основную цель он видел в овладении ресурсами ядерного топлива на основе воспроизводства. К тем же идеям в СССР в 1947г. пришел А.И. Лейпунский (ФЭИ, г. Обнинск).

  Они впервые показали, что роль быстрых реакторов в крупномасштабной ядерной энергетике определяется, в первую очередь, уникальным избытком нейтронов в расчете на сгоревшее ядро плутония. Такой избыток служит фундаментальной физической предпосылкой воспроизводства и даже бридинга плутония, решения проблем безопасности, радиоактивных отходов, нераспространения ядерного оружия и связанной с ним экономики »

Рассмотрим хронологическую последовательность разработки объектов ядерной энергетики, использующей реакторы на быстрых нейтронах (РБН). Нас будут интересовать (Таблица 1.): страна и дата пуска (остановки), наименование объекта, мощность тепловая, топливо, теплоноситель.

Таблица 1.

США

Дата пуска

(остановки)

Наименование

Мощность

Тепловая

(электри-ческая)

Топливо

Тепло-носитель

СССР

Дата пуска

(остановки)

1949

1951

1963

1963

(1967)

(1967)

(1980)

Клементина

EBR-1

БР-1

БР-2

БР-5

8 РБН для под-водных лодок.

Энрико Ферми EBR-2

EBR-1(авария)

Энрико Ферми

(авария)

БОР-60

БН-350

БН-600

Приостановка

работ по РБН.

25 кВт

(200 кВт)

0 кВт

100 кВт

5 МВт

200(65) МВт 62(20) MBт

60МВт

1000(350)МВт

1800(600)МВт

Pu

U

Pu

Pu

PuО2

U

U

UО2 

UО2- PuО2

UО2- PuО2

Hg

Na-K

Hg

Hg

Na

Pb-Bi

Na

Na

Na

Na

Na

1952

1956

1958

1962

1969

1972

1980

Примечание:

Энрико Ферми - итальянский физик, лауреат Нобелевской премии, один из разработчиков американской атомной бомбы, создатель первого в мире ядерного реактора (Чикаго, 1942 г.)

Александр Ильич Лейпунский - академик УССР, руководитель отечественной программы по РБН, директор Физико-энергетического института (ФЭИ) г. Обнинск, первый декан инженерно-физического факультета Московского механического института боеприпасов (ММИ), названный позднее МИФИ.

В таблице 1 показана история развития программ создания АЭС с РБН в СССР и США.    Программа США не была выполнена.

Программа СССР имеет логическое завершение: успешно работает АЭС с РБН БН-600, 25 лет устойчиво проработал РБН БН-350 в Казахстане (г. Шевченко). Он был выведен из эксплуатации в 1997 году по решению правительства Казахстана.

Во Франции успешно развивается программа по РБН, разработаны и действуют исследовательские РБН Рапсодия и Рапсодия-форте, эксплуатируются АЭС с РБН Феникс и Супер-Феникс.

Почему «подарок природы», выраженный в концепции Энрико Ферми и Александра Ильича Лейпунского, не воплотился в широкомасштабную атомную энергетику?

По моему мнению, главной причиной являлся интерес к собственной, государственной безопасности стран, способных реализовать  в тот период времени подобный проект. Способ получения плутония в тепловых реакторах был более очевиден и дешев, что дало в конечном итоге иметь достаточное количество атомных зарядов противоборствующим сторонам, что бы, как не странно, сохранить на земле относительный мир и жизнь.

После тяжелых аварий на АЭС в «Три-Майл Айленд» (США, 1979 г.) и в Чернобыле (СССР, 1986г.) снизился интерес к атомной энергетике как основной альтернативе углеводородной. Разработчиками АЭС в последние 15 лет сделано не мало для обеспечения безопасной работы действующих и проектируемых АЭС.

Настоящий период развития ядерной энергетики часто называют ренессансом. Каким будет возрождение, покажет время.

На графике (рис. 1) представлен прогноз изменения мощности электростанций в мире при использовании топливного потенциала ядерной энергетики с РБН и РТН. Из представленного графика видно, что использование в АЭС:

Рис. 1.Топливный потенциал развития ядерной энергетики

при использовании быстрых реакторов.

    - РТН приводит исчерпанию запасов 235-го урана к 2080 году, а плутония к 2100 году. Введение же в оборот технологически существенно более сложного ториевого цикла приводит к незначительному росту вводимых мощностей.

    - РБН приводит к устойчивому значительному росту вводимых мощностей из-за высокого по сравнению РТН коэффициенту воспроизводства и вовлечения в энергетику плутония, полученного из 238-го урана.

    Следует остановиться ещё на одном  важном вопросе: какое экологическое наследие мы оставим нашим потомкам?

На рис.2 представлена зависимость десятичного логарифма приведённой активности от времени хранения радиоактивных отходов, кривые 1-3 соответствуют различной степени очистки с учётом их качественного состава. Исходя из определения S, зеленая и коричневая горизонтальные прямые соответствуют активности отходов равной природной урановой среде и десятикратное её превышение соответственно.

Рис.2. Радиационная эквивалентность топливного цикла крупномасштабной ядерной энергетики.

Приведу цитату из [1]: «Радиационно-эквивалентное захоронение радиоактивных отходов (без нарушения природного радиационного баланса) за счет глубокой очистки отходов от всех актиноидов, возвращения и сжигания их (трансмутации) в быстрых реакторах (актиноиды - семейство из радиоактивных элементов (металлов) с Z=90-103, образующихся в результате захвата нейтронов с последующими бета-распадами). Стратегическим направлением здесь является замыкание ядерного топливного цикла, в результате чего достигается а) практически полное использование природного ядерного топлива и искусственных делящихся материалов (плутония и др.), б) минимизация образования радиоактивных отходов от переработки ядерного топлива и в) обеспечение баланса (равенства) между радиационной опасностью захораниваемых радиоактивных отходов и урана, извлекаемого из недр.» 

Кривая 1 (рис 2.) соответствует сегодняшнему положению дел в этой области, кривая 3 – при широком использовании  АЭС с РБН и замкнутого цикла, кривая 2- некоторый промежуточный вариант.

В таблице 2 представлены технико-экономические показатели АЭС с быстрыми и тепловыми реакторами РФ (в ценах 1991 г.), сравниваются проектируемые АЭС с показателями действующей на базе реактора ВВЭР-1000.

Таблица 2.

Характеристика

Брест-1200

БН-800

ВВЭР-1000

ВВЭР-1500

Удельные капитальные вложения, (руб/кВт)

875

1106

920

827

Себестоимость отпускаемой электроэнергии, коп/кВт-час

1,5

2,49

2,11

1,62

Срок службы, лет

60

30

40

50

Собственные нужды, %

5,7

7,6

5,8

5,7


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

41195. КОНТРОЛЬ ПАРАМЕТРОВ ПЛЕНОК И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ РЕЖИМОВ ИХ НАНЕСЕНИЯ 143.5 KB
  Наиболее важен контроль в камере так как в зависимости от его результатов регулируются режимы процесса роста пленки что позволяет устранить операции подгонки ее параметров после нанесения. Метод микровзвешивания в основном используемый в производстве гибридных ИМС состоит в определении приращения массы Δm подложки после нанесения на нее пленки. При этом среднюю толщину пленки определяют по формуле: где площадь пленки на подложке; удельная масса нанесенного вещества. При измерении толщины пленки взвешиванием считают что плотность...
41196. Основные методы решения задачи теплообмена излучением 1.13 MB
  Необходимо определить: поток результирующего излучения между телами. Теплообмен излучением между телами образующими замкнутую систему. Рассмотрим два вогнутых серых тела образующими замкнутую систему. Пусть температура первого тела превышает температуру второго тела .
41197. Транзитивное замыкание графа. Алгоритм Уоршалла (Warshall) 280.5 KB
  Именно {Инициализация: } {1} for i := 1 to n do {2} for j := 1 to n do {3} if i = j then else ; {4} for k := 1 to n do {5} for i := 1 to n do {6} for j := 1 to n do {7} ; {есть матрица смежности транзитивного замыкания т. {Инициализация: } {1} for i := 1 to n do {2} for j := 1 to n do {3} if i = j then else ; {4} for k := 1 to n do {5} for i := 1 to n do {6} if then ; {есть матрица смежности транзитивного замыкания т. Следовательно матрицу можно вычислить с помощью алгоритма:...
41198. Стимулированное плазмой осаждение из газовой фазы 111 KB
  Другими достоинствами активации плазмой термической реакции являются увеличение скорости осаждения и возможность получения пленок уникального состава. Благодаря низкой температуре и высокой скорости процесса осаждения а также обеспечению таких свойств как адгезия низкая плотность сквозных дефектов хорошее перекрытие ступенек рельефа приемлемые электрические характеристики пленки полученные стимулированным плазменным осаждением хорошо подходят в качестве: пассивирующего слоя для металлов с низкой температурой плавления...
41200. Стимулированное плазмой осаждение из газовой фазы пленок переходных металлов и их силицидов 137.5 KB
  Осаждение пленок вольфрама. Чистый WF6 непригоден для использования в стимулированных плазмой процессах осаждения вольфрама из за того что при температуре подложки выше 900С преобладает травление а не осаждение слоя поскольку атомы фтора являются основными травящими агентами вольфрама. Действительно в результате соударения с электроном генерируются атомы фтора и предельные фториды вольфрама: е WF6 ↔ WF6х хF е . 1 Если атомы фтора не удаляются из зоны реакции или не связываются каким либо методом то происходит...