Подписаться RSS 2.0 |  Реклама на портале
Контакты  |  Статистика  |  Обратная связь
Поиск по сайту: Расширенный поиск по сайту
Регистрация на сайте
Авторизация

 
 
 
   Чужой компьютер
  • Напомнить пароль?




    Навигация


    Важные темы

    Мы живем в эпоху господства рекламных фантиков. Вот как заставить покупателя, имеющего и без того


    Давайте рассмотрим организацию горячей фазы гражданской войны внутри США со стороны той силы,


    Список стран, которые лихорадит из-за массовых акций протеста, пополнился Ираном. С пятницы в


    «В соответствии со своей традицией предоставления убежища и невмешательства Мексика приняла 20


    Не так давно, выступая в Берлине, государственный секретарь США Майк Помпео (некогда возглавлявший


    Реклама






    Добавить новость в:




    » Атомный круг России

    | 31 март 2015 | Технологии и разработки |
    Атомный круг


    За событиями в/на Украине и наблюдением за ожесточенной схваткой западных санкций и российской действительности проскочила новость, значение и важность которой может быть самой величайшей в 21 веке. Если все удастся и работы начнутся, уже лет через 10 Россия получит источник энергии фактически без ограничений. О чем речь?

    Нет, речь к сожалению не о термоядерной энергии. Хотя работы по этому направлению идут, пока все на стадии опытных образцов. Речь о закрытом ядерном цикле — он позволяет извлекать энергию из ядерных отходов, при этом нарабатывая другое ядерное топливо.

    Кратко объясним, в чем суть: все сегодняшние АЭС работают на уране-235 (U-235), это один из нестабильных изотопов урана. Его используют реакторы на медленных нейтронах, так называемые "тепловые". U-235 очень мало в природе, его добыча очень трудоемка, нужно разделение на изотопы и обогащение до 3-5% концентрации. В таком виде он пригоден для использования в реакторах. В результате работы реактора из U-235 получаются его более тяжелые изотопы U-239, U-238 и некоторые другие продукты деления. Это все по сути отходы. Очень дорогостоящие отходы, их нужно где-то хранить, обеспечить защиту от излучения и т.д. По мнению ученых, быстро растущая атомная энергетика, основанная на современных «тепловых» ядерных реакторах, используемых на действующих и строящихся АЭС (большинство — с реакторами типа ВВЭР и LWR), неизбежно уже в текущем столетии столкнется с нехваткой уранового сырья по причине того, что делящимся элементом топлива для этих станций является редкий изотоп урана-235.

    Существуют так же ректоры другого типа — на быстрых нейтронах. В реакторе на быстрых нейтронах (БН) при ядерной реакции деления рождается избыточное количество вторичных нейтронов, поглощение которых в основной массе урана, состоящей из урана-238, ведет к интенсивному образованию нового ядерного делящегося материала плутония-239. В результате из каждого килограмма урана-235 наряду с выработкой энергии можно получать более одного кг плутония-239, который можно использовать в качестве топлива в любых реакторах АЭС вместо редкого урана-235. Этот физический процесс, называемый воспроизводством топлива, позволит вовлечь в оборот атомной энергетики весь природный уран, включая основную его часть — изотоп уран-238 (99,3% от общей массы ископаемого урана). Этот изотоп в современных АЭС на тепловых нейтронах практически не участвует в производстве энергии.

    По оценкам ученых, совместная работа "тепловых" и "быстрых" реакторов в пропорции примерно 80:20% обеспечит атомной энергетике наиболее эффективное использование урановых ресурсов. При таком соотношении быстрые реакторы будут производить достаточное количество плутония-239 для работы атомных электростанций с реакторами на тепловых нейтронах.

    Дополнительным преимуществом технологии быстрых реакторов с избыточным количеством вторичных нейтронов является возможность "выжигать" долгоживущие (с периодом распада до тысяч и сотен тысяч лет) радиоактивные продукты деления, превращая их в короткоживущие с периодом полураспада не более 200-300 лет. Такие преобразованные радиоактивные отходы могут быть надежно захоронены в специальных хранилищах без нарушения природного радиационного баланса Земли.

    Работы в области ядерных реакторов на быстрых нейтронах реакторов были начаты в 1960 г. проектированием первого опытно-промышленного энергетического реактора БН-350. Этот реактор был пущен в 1973 г. и успешно эксплуатировался до 1998 г.

    Атомный круг

    Реакторный зал БН-600


    В 1980 г. на Белоярской АЭС в составе энергоблока №3 был введен в строй следующий, более мощный энергетический реактор БН-600 (600 МВт(э)), который продолжает надежно работать до настоящего времени, являясь самым крупным из действующих реакторов этого типа в мире. В апреле 2010 г. реактор полностью отработал проектный срок службы 30 лет с высокими показателями надежности и безопасности. В течение длительного периода эксплуатации КИУМ энергоблока поддерживается на стабильно высоком уровне — около 80%. Внеплановые потери менее 1,5%. За последние 10 лет эксплуатации энергоблока не было ни одного случая аварийного остановки реактора.

    Выход долгоживущих газоаэрозольных радионуклидов в окружающую среду отсутствует. Выход инертных радиоактивных газов в настоящее время пренебрежимо мал и составляет Эксплуатация реактора убедительно продемонстрировала надежность проектных мер по предотвращению и локализации течей натрия.

    По показателям надёжности и безопасности реактор БН-600 оказался конкурентоспособным с серийными тепловыми реакторами на тепловых нейтронах (ВВЭР).

    В 1983 г. на базе БН-600 предприятием был разработан проект усовершенствованного реактора БН-800 для энергоблока мощностью 880 МВт(э). В 1984 г. были начаты работы по сооружению двух реакторов БН-800 на Белоярской и новой Южно-Уральской АЭС. Последующая задержка сооружения этих реакторов была использована для доработки проекта с целью дальнейшего повышения его безопасности и улучшения технико-экономических показателей. Работы по сооружению БН-800 были возобновлены в 2006 г. на Белоярской АЭС (4-й энергоблок) и должны быть завершены в 2013 г.

    Атомный круг

    Макет БН-800


    Перед строящимся реактором БН-800 поставлены следующие важные задачи:
    Обеспечение эксплуатации на MOX-топливе.
    Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла.
    Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности и безопасности.
    Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем:
    — испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов;
    — демонстрация технологии выжигания минорных актинидов и трансмутации долгоживущих продуктов деления, составляющих наиболее опасную часть радиоактивных отходов атомной энергетики.

    В ОАО "ОКБМ Африкантов" ведётся разработка проекта усовершенствованного коммерческого реактора БН-1200 мощностью 1220 МВт.

    Планируется следующая программа реализации этого проекта:

    — 2010…2016 гг. — разработка техпроекта реакторной установки и выполнение программы НИОКР;
    — 2020 г. — ввод в действие головного энергоблока на МОХ- топливе и организация его централизованного производства;
    — 2023…2030 гг. — ввод в эксплуатацию серии энергоблоков суммарной мощностью около 11 ГВт.

    Наряду с решениями, подтвержденными положительным опытом эксплуатации БН-600 и заложенными в проект БН-800, в проекте БН-1200 используются новые решения, направленные на дальнейшее улучшение технико-экономических показателей и повышение безопасности.

    По технико-экономическим показателям:

    — повышение коэффициента использования установленной мощности с планируемой величины 0,85 для БН-800 до 0,9;
    — поэтапное повышение выгорания МОХ-топлива с достигнутого уровня в экспериментальных ТВС 11,8 % т.а. до уровня 20 % т.а. (среднее выгорание ~140 МВт сут/кг);
    — увеличение коэффициента воспроизводства до ~1,2 на уран-плутониевом оксидном топливе и до ~1.45 на смешанном нитридном топливе;
    — снижение удельных показателей металлоёмкости в ~1,7 раза по сравнению с БН-800;
    — увеличение срока службы реактора с 45 лет (БН-800) до 60 лет.

    По безопасности:

    — вероятность тяжёлого повреждения активной зоны должна быть на порядок меньше требований нормативных документов;
    — санитарно-защитная зона должна находиться в границах площадки АЭС для любых проектных аварий;
    — граница зоны защитных мероприятий должна совпадать с границей площадки АЭС для тяжёлых запроектных аварий, вероятность реализации которых не превышает 10-7 на реактор/год.

    Оптимальное сочетание референтных и новых решений и возможность расширенного воспроизводства топлива позволяют отнести данный проект к ядерным технологиям IV поколения.

    А теперь отталкиваясь от этой теории и практики перейдем к главной новости.

    В АО «Атомпроект» состоялось совещание организаций — участников проектного направления «Прорыв» по подготовке проектной документации модуля переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) для передачи в Главгосэкспертизу России.

    «Атомпроект» представил заинтересованным сторонам будущий облик модуля переработки ОЯТ. В рамках совещания были рассмотрены основные технологические решения по обращению с РАО, компоновочные решения зданий и технологические решения по переработке ОЯТ.

    «Специалисты «Атомпроекта» разработали проектную документацию модуля переработки и предложили заинтересованным сторонам обсудить вопросы, возникшие в ходе подготовки материалов. Встреча помогла сформулировать технологические решения, которые будут доработаны в проекте, а также позволят оптимизировать разработку», — сказала заместительница генерального директора АО «Атомпроект», руководительница Центра ответственности проекта Наталия Шафрова.


    За сухими строчками этой новости стоит начало создания промышленной технологии замкнутого ядерного цикла с обеспечением энергией страны на пару тысяч лет вперед. Конечно, работа только начата, впереди немало трудностей. Но если мы закончим эту работу, начатую в СССР, проблем с выработкой электроэнергии у нас не будет. И мы сможет спокойно дождаться разработки действующего термоядерного реактора.

    Использованные материалы:
    http://maxpark.com/community/6285/content/2473368
    http://www.atomic-energy.ru/news/2015/03/17/55516
    http://i-russia.ru/nuclear/directions/36/


    Комментарии (0) | Распечатать | | Жалоба

    Источник: http://topwar.ru/71829-atomnyy-krug.html

    Голосовало: 0  


    Или через КИВИ кошелёк

     
    Уважаемый посетитель, Вы зашли на сайт как незарегистрированный пользователь. Мы рекомендуем Вам зарегистрироваться либо войти на сайт под своим именем.

    Другие новости по теме:

     

    » Добавление комментария
    Ваше Имя:
    Ваш E-Mail:
    Код:
    Кликните на изображение чтобы обновить код, если он неразборчив
    Введите код:

     


    На портале



    Наш опрос
    Чем вы готовы пожертвовать ради России в противостоянии с Западом?




    Показать все опросы

    Облако тегов
    Австралия Австрия Азербайджан Аргентина Армения Африка БРИКС Балканы Белоруссия Ближний Восток Болгария Бразилия Британия Ватикан Венгрия Венесуэла Германия Греция Грузия Дания ЕаЭС Евросоюз Египет Израиль Индия Ирак Иран Испания Италия Казахстан Канада Киргизия Китай Корея Латинская Америка Ливия Мексика Молдавия НАТО Новороссия Норвегия ООН Пакистан Польша Прибалтика Приднестровье Румыния СССР США Саудовская Аравия Сербия Сирия Турция Узбекистан Украина Финляндия Франция Чехия Швеция Япония

    Реклама



    Фито News











    Популярные статьи

    Главная страница  |  Регистрация  |  Добавить новость  |  Новое на сайте  |  Статистика  |  Обратная связь
    COPYRIGHT © 2014-2019 Politinform.SU Аналитика Факты Комментарии © 2019