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

1400. Разработка приложений с применением элементов управления Windows Forms, обеспечивающих взаимодействие с пользователем 438.98 KB
  Ознакомление с возможностями элементов управления Windows Forms и получить навыки разработки приложений, реализующих пользовательский интерфейс с применением этих элементов. Компонент GroupBox (группа элементов управления). Элементы управления с поддержкой редактирования текста. Формирование элемента меню MenuItem.
1401. Исследование особенностей назначения пенсии за выслугу лет федеральным государственным гражданским служащим 134 KB
  Назначения пенсии за выслугу лет федеральным государственным гражданским служащим в Российской Федерации. Правовой статус федерального государственного гражданского служащего по российскому законодательству. Порядок рассмотрения заявления о назначении пенсии за выслугу лет федеральным государственным гражданским служащим
1402. Календарне планування. 673.5 KB
  Календарне планування – використання мережевої моделі для визначення моментів початку і кінця операцій програми. Виявляються критичні операції, які впливають на тривалість програми, і некритичні операції, які мають резерви часу. Резерви часу можна використати для оптимізації потреб в ресурсах.
1403. Перехідні процеси. Загальна характеристика. Закони комутації. 481.5 KB
  Перехідні процеси відбуваються лише у колах, до складу яких входять реактивні елементи.
1404. Разработка приложений в системе C++ Builder 2007 методами визуального программирования 641.48 KB
  Получить навыки работы с системой C++Builder 2007, научиться разрабатывать простейшие приложения средствами системы C++Builder для выполнения в операционной системе Windows, ознакомиться с некоторыми визуальными компонентами системы C++Builder, предназначенными для программирования пользовательского интерфейса.
1405. Программирование пользовательского интерфейса с использованием меню и стандартных диалоговых окон 240.3 KB
  Компоненты главного и контекстного меню. Компоненты стандартных диалоговых окон открытия и сохранения файлов. Компонент стандартного диалогового окна для выбора цвета. Компонент стандартного диалогового окна для выбора шрифта. Компонент стандартного диалогового окна для установки параметров принтера. Компонент стандартного диалогового окна для настройки параметров вывода документа на принтера. Компоненты стандартных диалоговых окон поиска и замены текста.
1406. Комплексные стенды для оценки тягово-скоростных и тормозных свойств автомобиля 53.81 KB
  Тормозные и тягово-скоростные свойства автомобиля оказывают комплексное влияние на безопасность, производительность транспортного процесса, топливную экономичность автомобиля и экологию окружающей среды. Необходимость объективного и качественного контроля этих свойств при эксплуатации автомобиля очевидна.
1407. Польові транзистори 557.5 KB
  Польові транзистори - це транзистори, які керуються полем вхідного сигналу. Струм у навантаженні створюється носіями заряду одного типу. Розрізняють польові канальні транзистори, або транзистори з p-n переходом, та МДН транзистори, або метал-діелектрик-напівпровідник, з ізольованим затвором. Якщо роль діелектрика відіграє двоокис кремнію, тоді мають МОП транзистори.
1408. Операційні підсилювачі (ОП, ОУ) 366.5 KB
  Операційні підсилювачі (ОП, ОУ) - це різновид ППС у інтегральному виконанні. Як правило використовується схема ППС з диференційним входом. ОП має інвертуючі та неінвертуючі входи.