Быстрые натриевые реакторы
Анализ мирового и отечественного опыта эксплуатации быстрых реакторов. Опыт разработки и эксплуатации демонстрационной АЭС с быстрым реактором. Главное преимущество реакторов на быстрых нейтронах, их внедрение в структуру атомной энергетики России.
| Рубрика | Физика и энергетика |
| Вид | реферат |
| Язык | русский |
| Дата добавления | 18.01.2015 |
| Размер файла | 41,5 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Размещено на http://www.allbest.ru/
МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ - филиал
федерального государственного автономного образовательного учреждения
высшего профессионального образования
"Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ"
(ИАТЭ НИЯУ МИФИ)
Реферат по дисциплине:
"Современные проблемы атомной энергетики"
на тему: "Быстрые натриевые реакторы "
Выполнил: ст. гр. ФИЗ-Б11
Бузин С.Г.
Принял: Мурогов В.М.
Обнинск, 2014 г.
Содержание
- Введение
- 1. Мировой и отечественный опыт эксплуатации быстрых реакторов
- 2. БН-600
- 3. БН-800
- 4. Развитие технологий быстрых реакторов в России
- Заключение
- Список использованной литературы
Введение
Преимуществом реактора на быстрых нейтронах является возможность вовлечения в энергетику делящегося урана-238 - основного изотопа в природном уране. Кроме того, высокопоточный реактор на быстрых нейтронах позволяет нарабатывать плутоний-239 - ценное топливо для тех же ядерных реакторах.
Идею быстрого реактора (БР) впервые высказал Э. Ферми ещё в 1942 г. Первые два реактора на быстрых нейтронах появились в США: сначала был собран стенд "Клементина" (работал с 1946-го по 1952 г. в Лос-Аламосе), а в 1951 году - EBR-1 (experimental breeder reactor), который показал, что можно и вырабатывать электроэнергию, и воспроизводить топливо в одном устройстве, т.е. быстрый реактор может быть и энергетическим и бридером. Независимо от Ферми идею расширенного воспроизводства ядерного топлива в БР в 40-х годах выдвинул и обосновал А. Лейпунский, воплотивший ее впоследствии в серии экспериментальных устройств.
Первый советский экспериментальный стенд нулевой мощности БР-1 был пущен в Обнинском ФЭИ в 1956 г. и проработал два года, подтвердив возможность расширенного воспроизводства плутония. На реакторе БР-5 (после модернизации 1973 г. - БР-10), работающем с 1959 г., были получены данные, необходимые для разработки энергетических быстрых реакторов с натриевым охлаждением. В конце 50-х к лидерам атомной гонки присоединилась Англия с установкой DFR в Даунри. Первый энергетический быстрый реактор "Энрико Ферми", построенный на озере Эри около Детройта, дал ток в 1965 г., правда, уже в 1966 году на нем произошла авария. После ее ликвидации станцию вновь запустили, но её конструкция оказалась неудачной. Поэтому в 1974 г. на ее месте установили обычный тепловой реактор.
В СССР со временем также были построен сравнительно мощный экспериментальный реактор БОР-60 (г. Димитровград, 1969) и энергетические реакторы БН-350, БН-600, БН-800 (быстрые натриевые).
1. Мировой и отечественный опыт эксплуатации быстрых реакторов
Идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего была выдвинута Л Сцилардом (США) в январе 1943 г. Первый реактор-размножитель EBR - 1 тепловой мощностью 0,2 МВт был введен в действие 20 декабря 1951 г. в США. В СССР похожий реактор был введен в эксплуатацию тремя годами позже в г. Обнинске. Создание этих реакторов связано с именами знаменитых физиков - Э. Ферми и А.И. Лейпунского, которые именно в них видели будущее атомной энергетики. Причем А.И. Лейпунский первым доказал возможность обеспечения высоких темпов расширенного воспроизводства ядерного топлива в самом реакторе.
За прошедшие более полувека исследования и разработки в области реакторов на быстрых нейтронах проводились во многих странах. Исследовательские быстрые реакторы были созданы в СССР (БР-1, БР-2, БР-5, БР-10, БОР-60), США (EBR - I, EBR - II, FFTF), Германии (KNK-II), Франции (Rapsodie), Японии (JOYO), Англии (DFR), Индии (FBTR). Прототипы коммерческих быстрых реакторов - демонстрационные реакторы, были построены в СССР (БН-350), США (Fermi), Англии (PFR), Германии (SNR - 300), Франции (Phenix), Японии (Monju). В 80-х годах прошлого столетия развитие быстрых реакторов было заторможено по политическим, экономическим и техническим причинам.
В США в 1956 г. консорциум компаний приступил к сооружению вблизи Детройта демонстрационного реактора-размножителя "Ферми-1" мощностью 65 МВт. Однако после того как в 1966 г. вскоре после пуска реактора на нем из-за повреждений в натриевом контуре охлаждения вследствие допущенных ошибок в процессе его создания произошла авария с расплавлением активной зоны, интерес в США к реакторам-размножителям упал. "Ферми-1" в конце концов был демонтирован. Это негативно повлияло на проведение в США работ по ядерно-энергетическим установкам на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением и насторожило другие страны, занимающиеся ядерной энергетикой.
Германия первый реактор на быстрых нейтронах построила в 1974 г., а закрыла - в 1994 г. Реактор большей мощности SNR-2, строительство которого началось в начале 70-х г. г. и завершилось в конце 90-х г. г., так и не был введен в эксплуатацию.
Во Франции первый реактор на быстрых нейтронах "Phenix” был введен в эксплуатацию в 1973 г., а в 1985 г. была создана полномасштабная коммерческая АЭС с реактором на быстрых нейтронах "Super Phenix-1”, стоимость строительства которой превысила 5 млрд. долларов. В настоящее время эти проекты "заморожены".
Япония в 1977 г. закончила строительство опытного быстрого реактора "Дзёё”, на эксплуатацию которого до сих пор не получена лицензия. Большой демонстрационный реактор на быстрых нейтронах "Мондзю”, введенный в эксплуатацию в 1994 г., в декабре 1995 г. был закрыт после пожара при утечке натрия.
В СССР с 1949 г. под руководством академика А.И. Лейпунского велась многоплановая исследовательская работа по созданию реакторов на быстрых нейтронах. В Физико-энергетическом институте (г. Обнинск) были созданы и эксплуатировались исследовательские реакторы на быстрых нейтронах БР-1 (1954 г.) и БР-2 (1956 г.). В 1959 г. был запущен в эксплуатацию исследовательский реактор на быстрых нейтронах БР-5 тепловой мощностью 8 МВт, который после реконструкции в 1982 г. стал называться БР-10. С реактором БР-10, выведенным из эксплуатации в 2002 г., связана история развития перспективного направления ядерной энергетики - реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. В нем впервые были использованы научно-технические идеи и решения, на основе которых развивались быстрые реакторы и у нас в стране, и за рубежом.
Экспериментальные возможности реактора БР-10 позволили в свое время реализовать широкомасштабные программы нейтроно-физических, материаловедческих и медико-биологических исследований, провести испытания новых перспективных видов топлива, организовать производство ядерных мембран и радиоизотопной продукции для медицинских целей, провести успешное лечение около 500 онкологических больных методами нейтронно-захватной терапии. Идеи и технические решения, отработанные на БР-10, были использованы при создании и эксплуатации реакторной установки БОР-60, демонстрационного реактора БН-350 и успешно работающего в настоящее время на Белоярской атомной станции коммерческого реактора БН-600. К числу таких решений относились: натриевый теплоноситель для охлаждения ядерного топлива, керамическое топливо в виде смеси диоксидов урана и плутония, нержавеющие стали в качестве основного материала конструкций, контактирующих с натрием.
В 1968 г. в Научно-исследовательском институте атомных реакторов (г. Димитровград) была запущена в эксплуатацию экспериментальная установка БОР-60. Реакторная установка БОР-60 представляет собой опытную энергетическую установку с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Реактор оснащен специальными каналами и устройствами для проведения исследований широкого профиля и для наработки радионуклидов.
БОР-60 на ближайшие 10-15 лет - основная база для обоснования некоторых проектных решений будущего поколения реакторов на быстрых нейтронах.
В Советском Союзе в Казахстане на берегу Каспийского моря (г. Шевченко, ныне г. Актау) 25 лет эксплуатировался реактор на быстрых нейтронах БН-350. Кроме выработки электроэнергии БН-350 обеспечивал теплом опреснительную установку для получения чистой пресной воды из морской в количестве 200 тыс. тонн в сутки, на что использовалась приблизительно половина его мощности.
В 1973 г. при пуске БН-350 появились течи в парогенераторах. Наличие трехконтурной схемы, специфичной для ядерноэнергетической установки с жидкометаллическим охлаждением, обезопасило активную зону реактора от попадания продуктов взаимодействия воды с натрием. После завершения ремонта парогенераторов, установка была введена в эксплуатацию и отработала свой ресурс. В 2000 году реактор БН-350 по финансовым и политическим причинам был остановлен. Успешная эксплуатация реактора БН-350 позволила продолжать развитие этого перспективного направления.
Полномасштабный учет опыта разработки и эксплуатации демонстрационной АЭС с реактором БН-350 позволил создать уникальный проект первой опытно-промышленной АЭС с реактором БН-600.
В апреле 1980 года на Белоярской АЭС состоялся пуск коммерческого реактора на быстрых нейтронах БН-600. Белоярская АЭС им. И.В. Курчатова - первенец большой ядерной энергетики СССР. Строительство ее первой очереди было начато в 1958 г., в апреле 1964 г. вступил в строй первый энергоблок с водо-графитовым канальным реактором АМБ-100, а в 1967 году - второй энергоблок с АМБ-200. В настоящее время эти энергоблоки выработали свой ресурс и выведены из промышленной эксплуатации.
2. БН-600
БН-600 - крупнейший в мире работающий энергоблок с реактором на быстрых нейтронах. Он успешно эксплуатируется уже более 25 лет и имеет одни из лучших эксплуатационных показателей среди действующих российских энергоблоков.
Реактор БН-600 благодаря своим конструктивным особенностям наделен внутренне присущими свойствами безопасности, т.е. обладает способностью предотвратить аварию за счет естественных факторов, не требующих вмешательства человека или систем безопасности. Реактор БН-600 является самым экологически чистым из всех типов существующих современных реакторов. При его работе практически не происходит выхода радиоактивности за его пределы. Наблюдение за радиационными характеристиками внешней среды, гамма-фоном на местности, атмосферными выпадениями, радиоактивностью флоры и фауны показывает, что перечисленные характеристики обусловлены естественными радиоактивными источниками и находятся на уровне фоновых значений. Например, экспозиционная мощность дозы гамма-излучения в городе энергетиков Заречный, находящемся в 3-х км от промышленной площадки, составляет 6-9 мкР/ч, при естественном фоне на территории России 4-20 мкР/ч. Вследствие высокой эффективности удержания натрием йода - радиационно-опасного радионуклида, легко усваиваемого щитовидной железой человека, - этот радионуклид в выбросах отсутствует. Можно с уверенностью утверждать, что энергоблок с реактором БН-600 практически не изменяет радиационное состояние окружающей среды.
Опыт эксплуатации реактора БН-600 убедительно подтвердил высокую надежность и работоспособность конструкции быстрого реактора интегрального типа с натриевым теплоносителем. Средний коэффициент использования установленной мощности БН-600 за период эксплуатации составил около 75%. Накопленный положительный опыт эксплуатации реактора БН-600 явился надежной основой для разработки проектов и создания следующего поколения реакторов типа БН.
3. БН-800
Проектные решения энергоблока БН-600 послужили основой для создания проекта нового энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800. Его тепловая мощность 2100 МВт, электрическая мощность составляет 880МВт. Строительство этого энергоблока идет в настоящее время на площадке Белоярской АЭС. Реактор БН-800 соответствует лучшим мировым образцам.
Эксплуатация реактора БН-800, пуск которого намечен в 2012 году, означает переход к освоению нового этапа развития технологии БН с использованием смешанного уран-плутониевого топлива - естественного топлива для этого вида реакторной технологии.
Пуск реактора БН-800 позволит:
осуществить плавный переход от опытно-промышленной технологии уранового топливного цикла (типа БН-600) к промышленной технологии быстрых реакторов уран-плутониевого цикла, удовлетворяющей требованиям к АЭС коммерческого типа;
создать пилотное производство смешанного уран-плутониевого топлива, отработать на нем основные технологические процессы, получить первый опыт эксплуатации активной зоны на смешанном топливе, что необходимо для создания промышленного топливного производства и разработки проекта пилотной коммерческой АЭС;
сохранить высокий уровень исследовательской, проектной и конструкторской базы, созданной в течении 50 лет с вложением огромных государственных средств;
приумножить международный авторитет атомной отрасли России. Быстрые натриевые реакторы - это одна из немногих ядерных технологий, где приоритет России высок, а технология обладает экспортным потенциалом. Примером этого является продажа опыта эксплуатации БН-600 в Японию, разработка проекта и поставка оборудования для реактора CEFR в Китай, контрактные работы по заказам Кореи, Франции, Японии и США.
Исследования и разработка технологии быстрых реакторов продолжаются не только в России. В настоящее время интерес к этому направлению проявляют не только традиционные ядерные державы, такие как США, Франция, Англия, но и развивающиеся страны. Так, Индия строит коммерческий быстрый реактор мощностью 500 МВт. Китай завершает строительство экспериментального быстрого реактора мощностью 60 МВт. К 2020 году Китай планирует построить среднемасштабную АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в 2025 г. начать строительство крупномасштабной опытной АЭС с быстрым реактором, а после 2030 года соорудить коммерческую АЭС с быстрым реактором четвертого поколения.
В мире растет понимание того, что быстрые реакторы являются ключевым звеном в создании крупномасштабной экологически безопасной атомной энергетики будущего.
4. Развитие технологий быстрых реакторов в России
Постепенное внедрение быстрых реакторов в структуру атомной энергетики России кроме решения основной задачи долговременного топливообеспечения страны будет способствовать разрешению проблемы безопасного обращения с радиоактивными отходами - одной из главных социально-технологических проблем атомной энергетики, а также решению важной социально-политической задачи - технологической поддержки режима нераспространения.
Мировой опыт разработки и эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем показал, что ни США, ни странам Западной Европы, которые в начале 60-х годов в одно время с СССР начали развивать это направление, не удалось освоить на удовлетворительном уровне данную ядерную технологию. Инженерно-технологические неудачи с реактором "Fermi" в США; постоянные выходы из строя основного оборудования (транспортно-технологический тракт, промежуточные теплообменники, парогенераторы и т.д.) на реакторах "PFR" (Англия), "Phoenix”, "Super-Phoenix-1" (Франция) повлияли, безусловно, на эффективность рассматриваемых проектов.
Ситуация усугубилась относительным снижением энергетических потребностей развитых стран за счет широкого внедрения энергосберегающих технологий, а также снижением мировых цен на основные энергоносители. В связи с этим сроки широкого внедрения быстрых реакторов в структуру мировой атомной энергетики были перенесены на более позднее время.
На этом фоне особенно впечатляющими выглядят результаты освоения технологии быстрых натриевых реакторов в России (СССР). Так, реактор БР-5/10 безаварийно проработал 43 года и был остановлен в 2002 году по причине переноса основных экспериментальных работ на реактор БОР-60. Реактор БН-350 проработал безаварийно 26 лет (при проектном сроке эксплуатации 20 лет) и был остановлен в связи с отказом российских предприятий осуществлять научно-техническое сопровождение установки на территории Казахстана практически на безвозмездной основе.
Реакторы БОР-60 (пуск в 1969 году) и БН-600 (пуск в 1980 году) продолжают успешно эксплуатироваться до настоящего времени, демонстрируя уникальные свойства безопасности и работоспособности.
Причина безусловного мирового приоритета России в освоении технологии быстрых реакторов во многом состоит в реализации уникальной Программы развития отрасли, которой, начиная с 1949 года, был присвоен уровень государственной важности.
Суть Программы - в соблюдении строгой последовательности решения задач с точки зрения усложнения технологии и учета опыта каждого предыдущего этапа при выполнении последующего.
После завершения стадии создания экспериментальных установок (БР-1, БР-2, БР-5/10, БОР-60), был реализован проект демонстрационной АЭС с реактором БН-350. Полномасштабный учет опыта разработки и эксплуатации демонстрационной АЭС позволил создать качественный проект первой опытно-промышленной АЭС с реактором БН-600.
По оценкам экспертов в освоение технологии быстрых реакторов с натриевым охлаждением в России к настоящему времени вложено около 12 млрд. долларов, при том, что мировые затраты составляют порядка 50 млрд. долларов. Полученный уникальный опыт является государственным достоянием, который необходимо сохранить и развивать далее.
Разработан наиболее целесообразный для нашей страны сценарий дальнейшего развития технологии реакторов на быстрых нейтронах. В России серийное внедрение конкурентоспособных коммерческих АЭС с реакторами на быстрых нейтронах необходимо начинать не позднее 2030 года.
Очевидно, что с учетом накопленного положительного опыта разработки и эксплуатации быстрых реакторов необходимо и далее сохранить строгую последовательность и преемственность в проведении НИОКР и реализации проектов.
Исходя из того, что первая коммерческая серийная (типовая) АЭС с быстрым реактором должна начать работать в 2030 году, ее сооружение должно начаться не позднее 2025 года, а проект этой АЭС с полным расчетно-экспериментальным обоснованием и его лицензирование должны быть выполнены в период 2021-2024 годов.
Однако качественный проект серийной (типовой) АЭС невозможно выполнить без его отработки на примере пилотного проекта. Это положение находит подтверждение в успешном опыте реализации отечественных проектов АЭС с реакторами БН-350 и БН-600, когда, например, по опыту эксплуатации БН-350 был существенно откорректирован проект БН-600. Следовательно, пуск пилотной АЭС с технико-экономическими характеристиками, соответствующими коммерческому проекту, должен быть осуществлен не позднее 2020 года.
Именно применительно к этому проекту в отрасли должна быть создана промышленная база по производству смешанного уран-плутониевого топлива, завод по регенерации топлива и другие объекты, позволяющие замкнуть топливный цикл по плутонию и младшим актинидам и на практике показать возможность технологической поддержки режима нераспространения.
быстрый атомный натриевый реактор
Сооружение пилотной коммерческой АЭС с быстрым реактором и создание промышленной базы по изготовлению смешанного топлива необходимо осуществить в период 2013-2020 годы.
Необходимо отметить, что для успешной реализации проекта пилотной коммерческой АЭС имеются серьезные основания. Анализ опыта разработки и эксплуатации отечественных и зарубежных установок БР-10, БОР-60, БН-350, БН-600, Phoenix, Super-Phoenix, опыта разработки проектов БН-800, БН-1600 и EFR показывает, что технология быстрых натриевых реакторов БН обладает значительными резервами по улучшению технико-экономических показателей и повышению безопасности. Уже разработаны технические предложения по пилотному быстрому натриевому реактору большой мощности БН-1800
Заключение
Развитие инновационных технологий в ядерной энергетике на основе быстрых реакторов с замкнутым топливным циклом демонстрирует практическое осуществление инициативы Президента России В.В. Путина на Генеральной Ассамблее ООН по энергетическому обеспечению устойчивого развития человечества, кардинальному решению проблем нераспространения ядерного оружия и экологическому оздоровлению планеты Земля. Использование реакторов на быстрых нейтронах радикально решает ключевые экологические проблемы атомной энергетики за счет вовлечения в топливный цикл отработавшего ядерного топлива и хранимых запасов плутония. Это открывает возможности не только обеспечить человечество топливом на многие столетия, но и продвигает на мировой рынок высокие технологии, разработанные и испытанные в России.
Эти технологии направлены на решение следующих задач:
неограниченная обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана;
исключение тяжелых аварий с радиационными выбросами, требующими эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействий;
экологически чистое производство энергии и утилизация отходов за счет замыкания топливного цикла со сжиганием долгоживущих актиноидов и продуктов деления;
экономическая конкурентоспособность за счет низкой стоимости топлива и высокой эффективности термодинамического цикла;
закрытие канала распространения ядерного оружия, связанного с атомной энергетикой.
Учитывая открывающуюся перспективу энергетического развития с потенциальной независимостью от невозобновляемых топливных ресурсов, возможность выработки атомными электростанциями экологически чистой электроэнергии при усилении режима нераспространения и уменьшении проблем экологического характера, разработку и внедрение быстрой атомной энергетики с замкнутым топливным циклом необходимо рассматривать как приоритетную задачу экономического развития страны.
Развитие атомной энергетики требует повышенного внимания со стороны Правительства и законодательных органов Российской Федерации. Принятая осенью 2006 г. Федеральная целевая программа "РАЗВИТИЕ АТОМНОГО ЭНЕРГОПРОМЫШЛЕННОГО КОМПЛЕКСА РОССИИ НА 2007 - 2010 ГОДЫ И НА ПЕРСПЕКТИВУ ДО 2015 ГОДА" предусматривает создание инновационных промышленных технологий ядерного топливного цикла с реакторными установками на быстрых нейтронах и инновационных технологий переработки отработавшего ядерного топлива.
В соответствии с программой строительство на Белоярской атомной электростанции энергоблока № 4 с реакторной установкой типа БН-800, предназначенного для отработки технологии замкнутого ядерного топливного цикла, и обеспечение реакторной установки БН-800 МОКС-топливом предполагается завершить в 2012 году. В программе также предусмотрено осуществление научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ для обеспечения перехода к инновационным технологиям переработки отработавшего ядерного топлива.
Успешное выполнение заданий Федеральной целевой программы создаст предпосылки для создания быстрых реакторов нового поколения и их поэтапного ввода в эксплуатацию в атомную энергетику будущего.
От российского научного сообщества потребуются объединенные и скоординированные действия по развитию новой атомной энергетики, обеспечивающей безуглеродное производство электричества, водорода и чистой воды, так необходимых для устойчивого развития человечества. Потребуется инициатива и усилия по разработке всеобъемлющих и реалистичных планов развития новой энергетики.
Поддержка развития атомной энергетики на основе ядерных реакторов с замкнутым топливным циклом должна стать одним из приоритетов для общественных экологических организаций, на деле, а не на словах стремящихся к экологическому оздоровлению нашей страны. Настало время содействовать реализации такого развития, которое обеспечит улучшение окружающей среды, предотвращая выбросы в атмосферу миллиардов тонн парниковых газов и других вредных веществ, создаст безопасную и надежную энергетику с практически неограниченными топливными ресурсами, значительно уменьшит риск распространения ядерного оружия и ядерного терроризма. При этом проблема ядерных отходов существенно уменьшится, что избавит от необходимости перекладывания ее решения на плечи будущих поколений.
Список использованной литературы
1. Атомная Энергия, т.108, вып.4, апрель 2010 "Опыт эксплуатации и перспективы дальнейшего развития быстрых натриевых реакторов" Сараев О.М., Ошканов Н.Н. (ОАО "Концерн Росэнергоатом", г. Москва), Зродников А.В., Поплавский В.М., Ашурко Ю.М. (ГНЦ РФ ФЭИ г. Обнинск)
2. Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года": Постановление Правительства Российской Федерации от 6 октября 2006 г. № 605.
3. Развитие атомной энергетики России на базе замкнутого топливного цикла с быстрыми реакторами. ГНЦ РФ ФЭИ, г. Обнинск, 2005г.
Размещено на Allbest.ru
...Подобные документы
Мировые лидеры в производстве ядерной электроэнергии. Схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Главный недостаток АЭС. Реакторы на быстрых нейтронах. Проект первой в мире плавучей атомной электростанции.
реферат [1,4 M], добавлен 22.09.2013История создания первых ядерных реакторов, их классификация по назначению и основные элементы. Особенности функционирования ректоров на медленных и быстрых нейтронах. Характеристика гомогенных и гетерогенных видов реакторов. Этапы преобразования энергии.
презентация [843,7 K], добавлен 02.04.2014Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора РБМК. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах.
реферат [1,0 M], добавлен 01.02.2012Конструкция и эксплуатация единственного в России быстрого реактора БН-600. Соответствие энергоблока № 3 Белоярской АЭС требованиям нормативных документов по безопасности в атомной энергетике. Использование оружейного плутония в быстрых реакторах.
доклад [164,8 K], добавлен 31.10.2012Главные особенности использования замедлителей нейтронов в ядерных реакторах. Общее понятие о критической массе. Принцип действия и основные элементы реакторов построенных на быстрых нейтронах. Первая цепная ядерная реакция деления урана в США и России.
презентация [94,7 K], добавлен 22.04.2013Идея создания реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, выдвинутая А.И. Лейпунским. Первый циркуляционный жидкометаллический стенд со сплавом свинец-висмут. Основные этапы деятельности научной школы теплофизики, ее достижения и представители.
статья [1,2 M], добавлен 29.12.2014Физические основы ядерной энергетики. Основы теории ядерных реакторов - принцип вырабатывания электроэнергии. Конструктивные схемы реакторов. Конструкции оборудования атомной электростанции (АЭС). Вопросы техники безопасности на АЭС. Передвижные АЭС.
реферат [62,7 K], добавлен 16.04.2008Атомная энергия. Мощность Преобразование энергии. Ее виды и источники. История развития атомной энергетики. Радиационная безопасность атомных станций с опредленными типами реакторов. Модернизация и продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС.
реферат [203,5 K], добавлен 24.06.2008Принципы преобразования тепловой энергии в электрическую. Фотоэлектрический метод преобразования в солнечных батареях. Преимущества и недостатки ветроэлектростанций. Конструкции и типы ветровых энергоустановок. Ядерные реакторы на быстрых нейтронах.
реферат [25,3 K], добавлен 22.01.2011Принцип работы атомной электростанции, ее достоинства и недостатки. Классификация по типу реакторов, по виду отпускаемой энергии. Получение электроэнергии на атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Крупнейшие АЭС РФ.
презентация [886,7 K], добавлен 22.11.2011Мировой опыт развития атомной энергетики. Испытание атомной бомбы. Пуск первой АЭС опытно-промышленного назначения. Чернобыльская авария и ее ущерб людям и народному хозяйству страны. Масштабное строительство атомных станций. Ресурсы атомной энергетики.
курсовая работа [43,7 K], добавлен 15.08.2011Состояние атомной энергетики. Особенности размещения атомной энергетики. Долгосрочные прогнозы. Оценка потенциальных возможностей атомной энергетики. Двухэтапное развитие атомной энергетики. Долгосрочные прогнозы. Варианты структуры атомной энергетики.
курсовая работа [180,7 K], добавлен 13.07.2008Сущность, устройство, типы и принцип действия ядерных реакторов, факторы и причины их опасности. Основное назначение реактора БН-350 в Актау. Особенности самообеспечения ядерной энергетики топливом. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой.
контрольная работа [1,7 M], добавлен 27.10.2009Мировой опыт развития атомной энергетики. Развитие атомной энергетики и строительство атомной электростанции в Беларуси. Общественное мнение о строительстве АЭС в республике Беларусь. Экономические и социальные эффекты развития атомной энергетики.
реферат [33,8 K], добавлен 07.11.2011Прообраз ядерного реактора, построенный в США. Исследования в области ядерной энергетики, проводимые в СССР, строительство атомной электростанции. Принцип действия атомного реактора. Типы ядерных реакторов и их устройство. Работа атомной электростанции.
презентация [810,8 K], добавлен 17.05.2015История развития атомной энергетики. Особенности ядерного реактора как источника теплоты, физическое обоснование происходящих при этом процессов. Устройство и принцип работы энергетических ядерных реакторов. Ядерная энергия, ее преимущества и недостатки.
реферат [42,3 K], добавлен 09.12.2010История развития атомной энергетики. Типы ядерных энергетических реакторов. Переработка и хранение ядерных отходов. Проблема эксплуатационной безопасности. Оценка состояния на сегодняшний день и перспективы её развития. Строительство АЭС в Беларуси.
курсовая работа [41,8 K], добавлен 12.10.2011Изучение элементов конструкции и описание технологической схемы атомных электрических станции с водо-водяными энергетическими реакторами. Технические особенности конструкции канальных водографитовых кипящих ректоров. АЭС с ректорами на быстрых нейтронах.
реферат [1,3 M], добавлен 25.10.2013Определение теплотехнических характеристик для теплоносителя. Геометрические характеристики кассеты. Определение ядерных концентраций. Усреднение макросечений поглощения и деления по спектру Максвелла. Расчет коэффициента размножения на быстрых нейтронах.
курсовая работа [413,2 K], добавлен 06.01.2015Описания отрасли энергетики, занимающейся производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии. Обзор работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным реактором. Вклад ядерной энергетики Украины в общую выработку.
реферат [430,1 K], добавлен 28.10.2013
