.
Расчёт Водо-водянных реакторов в курсовом проектировании Основы физики ядерных реакторов Воспроизводство ядерного топлива

Курсовые проекты по атомным реакторам

Паротурбинные установки (ПТУ) АЭС Роль системы регенерации теплоты (СР). Теоретические решения по выбору основных управляемых параметров СР. Понятие о ступени регенеративного подогрева воды. Особенности подогревателей и схемы их включения для части высокого и низкого давления СР. Управляемые параметры тепловой схемы ПТУ, связанные с конструктивными особенностями подогревателей высокого (ПВД) и низкого (ПНД) давления

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.

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.

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.

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

Основы термической деаэрации воды. Назначение и структура деаэрационной установки. Способы включения деаэратора постоянного давления в тепловую схему. Питательная установка - одно-, двухподъемная. Схемы питательных установок. Особенности турбопривода питательного насоса. Теплофикационная установка (ТфУ). Потребители тепловой энергии и графики тепловой нагрузки.
Использование атомной энергии в мирных целях