Схемы реакторов: Layout | www.niiar.ru

Атомная энергия. Том 1, вып. 5. — 1956 — Электронная библиотека «История Росатома»

Атомная энергия. Том 1, вып. 5. — 1956 — Электронная библиотека «История Росатома»

Главная → Указатель произведений

ЭлектроннаябиблиотекаИстория Росатома

Ничего не найдено.

Загрузка результатов…

 

 

Закладки

 

 

 

123456789101112131415161718192021222324252627282930313233343536373839404142434445464748495051525354555657585960616263646566676869707172737475767778798081828384858687888990919293949596979899100101102103104105106107108109110111112113114115116117118119120121122123124125126127128129130131132133134135136137138138 вкл. 1138 вкл. 2139140140 вкл. 1141142143144145146147148148 вкл. 1149150151152153154155156157158159160161162163164165166167168169170171172173174175176177178179180

 

 

Увеличить/уменьшить масштаб

По ширине страницы

По высоте страницы

Постранично/Разворот

Поворот страницы

Навигация по документу

Закладки

Поиск в издании

Структура документа

Скопировать текст страницы

(работает в Chrome 42+,
Microsoft Internet Explorer и Mozilla FireFox
c установленным Adobe Flash Player)

Добавить в закладки

Текущие страницы выделены рамкой.

 

Содержание

1Титульные листы

3Содержание

 5[Статьи]

 5

Игнатенко А. Е., Кривицкий В. В., Мухин А. И., Понтекорво Б. М., Реут А. А., Тараканов К. И.

Вывод пучков частиц высокой энергии через ярмо электромагнита фазотрона 9

Будкер Г. И.

Релятивистский стабилизированный электронный пучок 20

Власов А. Д.

Знакопеременная фокусировка в линейных ускорителях 26

Безбатченко А. Л., Головин И. Н., Иванов Д. П., Кириллов В. Д., Явлинский Н. А.

Исследование газового разряда с большой силой тока в продольном магнитном поле 38

Шафранов В. Д.

Об устойчивости цилиндрического газового проводника в магнитном поле 42

Юз Д.

Нейтроны и строение ядра 55

Радкевич И. А., Владимирский В. В., Соколовский В. В.

Измерение полных эффективных сечений Pd, Os, Ir, Mo, In, J, Ta, Th и U²³⁸ для резонансных нейтронов 71

Уилер Дж.

Деление ядер 80

Емельянов В. С., Евстюхин А. И.

Исследование систем расплавленных солей на основе фторида тория. (Сообщение II) 86

Горшков Г. В., Шиманская Н. С.

Калориметрические измерения препаратов естественно-радиоактивных семейств 94

Чиркин В. С.

Схемы отвода тепла из ядерных реакторов. (Обзор литературы) 103

Федоров Е. К.

О влиянии атомных взрывов на метеорологические процессы 113

Ченцов И. Г.

К вопросу о форме нахождения урана в фосфоритах 115

Павлоцкая Ф. И., Лаврухина А. К.

Изотопный состав редкоземельных элементов, образующихся при делении ядер урана, тория и висмута протонами с энергией 680 Мэв 124

Штуккенберг Ю. М.

Закономерности, связывающие активность выделений с концентрацией активных веществ, содержащихся внутри организма

 130Письма в редакцию

 130

Ефимов Б. В., Митяев Ю. И.

Сечение активации U²³⁶ 131

Яковлев Г. Н., Чулков П. М., Дедов В. Б., Косяков В. Н., Соболев Ю. П.

Получение тонких слоев плутония, америция и кюрия методом электроосаждения 133

Шиманская Н. С., Яшугина Е. А.

Определение периода полураспада Ac²²⁷ калориметрическим способом 134

Лучник Н. В.

Алкоголь и ионизирующая радиация 136

Дикарев В. С., Егиазаров М. Б., Королев Е. Н., Мадеев В. Г.

Исследование защитных свойств бетона

 138Научная хроника

 138

К. А.

Вопросы разработки и эксплуатации ускорителей элементарных частиц на большие энергии на симпозиуме Европейского центра ядерных исследований (CERN) в Женеве 140

Смородинский Я. А.

Вопросы физики частиц высоких энергий на симпозиуме Европейского центра ядерных исследований (CERN) в Женеве 142

Рыбаков Б. В.

Международная конференция по ядерным реакциям в Амстердаме 148

Казачковский О. Д.

Вопросы атомной энергетики на пятой Всемирной энергетической конференции в Вене 151

Белякова Е.

Вопросы применения радиоактивных изотопов в металлургии. (С Московского совещания по экспериментальной технике и методам высокотемпературных исследований) 152

Назаров С. Т.

Международная научно-техническая выставка по мирному использованию атомной энергии в Гетеборге

 157Новости зарубежной науки и техники

 157

Ю. К.

Работы по созданию самолета с атомным двигателем 158

И. С.

Реактор с газовым теплоносителем 159

И. С.

Англо-американский реактор 161

Л. М.

Пути получения делящихся материалов 162

П. К.

Распределение делительных ширин для Pu²³⁹ 162

В. П.

Частичное разделение Na²² и Na²⁴ методом ионообменной хроматографии 163

В. П.

Возгонка плутония из облученного урана 163

С. Л.

Газовые сцинтилляционные счетчики 165

С. Л.

Определение дозы излучения при взрывах атомных бомб в Хиросиме и Нагасаки

 168Библиография

 168Новая литература по вопросам мирного использования атомной энергии

 171Указатель материалов, помещенных в журнале «Атомная энергия» в 1956 г.

 177Алфавитный указатель авторов

179Объявление

180Концевая страница

 

 

Обращаясь к сайту «История Росатома — Электронная библиотека»,

я соглашаюсь с условиями использования представленных там материалов.

Правила сайта (далее – Правила)

1. Общие положения
   1. Настоящие правила определяют порядок и условия использования материалов, размещенных на сайте www. biblioatom.ru (далее именуется Сайт), а также правила использования материалов Сайтом и порядок
      взаимодействия с Администрацией Сайта.
   2. Любые материалы, размещенные на Сайте, являются объектами интеллектуальной собственности (объектами авторского права или смежных прав, а также прав на средства индивидуализации). Права Администрации
      Сайта на указанные материалы охраняются законодательством о правах на результаты интеллектуальной деятельности.
   3. Использование материалов, размещенных на Сайте, допускается только с письменного согласия Администрации Сайта или иного правообладателя, прямо указанного на конкретном материале, размещенном на
      Сайте, или в непосредственной близости от указанного материала.
   4. Права на использование и разрешение использования материалов, размещенных на Сайте, принадлежащих иным правообладателям, нежели Администрация Сайта, допускается с разрешения таких правообладателей
      или в соответствии с условиями, установленными такими правообладателями. Никакое из положений настоящих Правил не дает прав третьим лицам на использование материалов правообладателей, прямо указанных на
      конкретном материале, размещенном на Сайте, или в непосредственной близости от указанного материала.
   5. Настоящие Правила распространяют свое действие на следующих пользователей: информационные агентства, электронные и печатные средства массовой информации, любые физические и юридические лица, а также
      индивидуальные предприниматели (далее — «Пользователи»).




2. Использование материалов. Виды использования
   1. Под использованием материалов Сайта понимается воспроизведение, распространение, публичный показ, сообщение в эфир, сообщение по кабелю, перевод, переработка, доведение до всеобщего сведения и иные
      способы использования, предусмотренные действующим законодательством Российской Федерации.
   2. Использование материалов Сайта без получения разрешения от Администрации Сайта не допустимо.
   3. Внесение каких-либо изменений и/или дополнений в материалы Сайта запрещено.
   4. Использование материалов Сайта осуществляется на основании договоров с Администрацией Сайта, заключенных в письменной форме, или на основании письменного разрешения, выданного Администрацией Сайта.
   5. Запрещается любое использование (бездоговорное/без разрешения) фото-, графических, видео-, аудио- и иных материалов, размещенных на Сайте, принадлежащих Администрации Сайта и иным правообладателям
      (третьим лицам).
   6. Стоимость использования каждого конкретного материала или выдача разрешения на его использование согласуется Пользователем и Администрацией Сайта в каждом конкретном случае.
   7. В случае необходимости использования материалов Сайта, права на которые принадлежат третьим лицам (иным правообладателям, нежели Администрация Сайта, о чем прямо указано на таких материалах либо в
      непосредственной близости от них), Пользователи обязаны обращаться к правообладателям таких материалов для получения разрешения на использование материалов.




3. Обязанности Пользователей при использовании материалов Сайта
   1. 3.1. При использовании материалов Сайта в любых целях при наличии разрешения Администрации Сайта, ссылка на Сайт обязательна и осуществляется в следующем виде:
      1. в печатных изданиях или в иных формах на материальных носителях Пользователи обязаны в каждом случае использования материалов указать источник – электронная библиотека «История Росатома»
         (www.biblioatom.ru)
      2. в интернете или иных формах использования в электронном виде не на материальных носителях, Пользователи в каждом случае использования материалов обязаны разместить гиперссылку на Сайт —
         электронная
         библиотека «История Росатома» (www.biblioatom.ru), гиперссылка должна являться активной и прямой, при нажатии на которую Пользователь переходит на конкретную страницу Сайта, с которой заимствован
         материал.
      3. Ссылка на источник или гиперссылка, указанные в пп. 3.1.1 и 3.1.2. настоящих Правил, должны быть помещены Пользователем в начале используемого текстового материала, а также непосредственно
         под используемым аудио-, видео-, фотоматериалом, графическим материалом Администрации Сайта.

   2. Размеры шрифта ссылки на источник или гиперссылки не должны быть меньше размера шрифта текста, в котором используются материалы Сайта, либо размера шрифта текста Пользователя, сопровождающего аудио-,
      видео-, фотоматериалы и графические материалы Сайта, а также цвет ссылки должен быть идентичен цветам ссылок на Сайте и должен быть видимым Пользователю.
   3. Использование материалов с Сайта, полученных из вторичных источников (от иных правообладателей, нежели Администрация Сайта, о чем прямо указано на таких материалах либо в непосредственной близости от
      них), возможно только со ссылкой на эти источники и, в случае необходимости, установленной такими источниками (правообладателями), — с их разрешения.
   4. Не допускается переработка оригинального материала (произведения), взятого с Сайта, в том числе сокращение материала, иная его переработка, в том числе приводящая к искажению его смысла.




4. Права на материалы третьих лиц, урегулирование претензий
   1. Материалы, права на которые принадлежат третьим лицам, размещенные на Сайте, размещены либо с разрешения правообладателя, полученного Администрацией Сайта, либо, в случае, если таковое использование
      прямо не запрещено правообладателем, в соответствии с Законодательством РФ в информационных целях с обязательным указанием имени автора, материал которого используется, и источника заимствования.
   2. В случае, если в обозначении авторства материалов в соответствии с п. 4.1. настоящих Правил содержится ошибка, или в случае использования материала с предполагаемым или реальным нарушением прав
      третьих лиц, или в иных спорных случаях использования объектов интеллектуальной собственности, размещенных на Сайте, в том числе в случае, когда права третьего лица тем или иным образом нарушаются с
      использованием Сайта, применяется следующая схема урегулирования претензий третьих лиц к Администрации Сайта:
      1. в адрес Администрации Сайта по электронной почте на адрес info@biblioatom. ru направляется претензия, содержащая информацию об объекте интеллектуальной собственности, права на который
         принадлежат
         заявителю и который используется незаконно посредством Сайта или с нарушением правил использования, или иным образом права заявителя как обладателя исключительного права на объект интеллектуальной
         собственности, размещенный на Сайте, нарушены посредством Сайта, с приложением документов, подтверждающих правомочия заявителя, данные о правообладателе и копия доверенности на действия от лица
         правообладателя, если лицо, направляющее претензию, не является руководителем компании правообладателя или непосредственно физическим лицом — правообладателем. В претензии также указывается адрес
         страницы
         Сайта, которая содержит данные, нарушающие права, и излагается полное описание сути нарушения прав;
      2. Администрация Сайта обязуется рассмотреть надлежаще оформленную претензию в срок не менее 5 (пяти) рабочих дней с даты ее получения по электронной почте. Администрация Сайта обязуется
         уведомить
         заявителя о результатах рассмотрения его заявления (претензии) посредством отправки письма по электронной почте на адрес, указанный заявителем, а также направить ответ в письменном виде на адрес,
         указанный заявителем (в случае неуказания такового адреса отправки, обязательство по предоставлению письменного ответа на претензию с Администрации Сайта снимается). В том числе, Администрация
         Сайта
         вправе запросить дополнительные документы, свидетельства, данные, подтверждающие законность предъявляемой претензии. В случае признания претензии правомерной, Администрация Сайта примет все
         возможные
         меры, необходимые для прекращения нарушения прав заявителя и урегулирования претензии;
      3. Администрация Сайта в любом случае предпринимает все возможные меры к скорейшему удовлетворению обоснованных претензий третьих лиц и стремиться к максимально скорому урегулированию всех
         спорных
         вопросов.




5. Прочие условия
   1. Администрация Сайта оставляет за собой право изменять настоящие Правила в одностороннем порядке в любое время без уведомления Пользователей. Любые изменения будут размещены на Сайте. Изменения
      вступают в силу с момента их опубликования на Сайте.
   2. По всем вопросам использования материалов Сайта Пользователи могут обращаться к Администрации Сайта по следующим координатам: [email protected]
   3. Во всем, что не урегулировано настоящими Правилами в отношении вопросов использования материалов на Сайте, стороны руководствуются положениями Законодательства РФ.

СогласенНе согласен

замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике / Хабр

Мечта современных ядерщиков — энергетика без радиоактивных отходов. Это когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и снова становится топливом для реакторов разного типа. Попутно снижается потребность в дорогостоящем обогащении урана, а в итоге получается что-то фантастическое и, условно, вечно работающее.

БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году

Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.

Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.

Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.

Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.

Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.

Классический топливный цикл

MOX (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержит несколько видов оксидов делящихся материалов (обычно плутония и урана). НАО, САО, ВАО — разные типы радиоактивных отходов. ОЯТ — отработавшее ядерное топливо

Центр современного цикла — ядерный реактор на тепловых нейтронах. Он выделен зеленым. В качестве топлива реактор использует уран, обогащенный по изотопу-235. Чтобы его получить, урановую руду извлекают, перерабатывают, а потом проводят долгое и дорогостоящее обогащение.

В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.

Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.

Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.

Ядерные реакторы на тепловых нейтронах

Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:

Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.

Условная схема ядерной электростанции

Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.

Условная схема электростанции с водо-водяным реактором

Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.

Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.

Энергетическая установка с реактором ВВР

Общий вид самого реактора:

Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».

Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов

Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.

Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.

В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.

Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.

Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.

Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.

В результате природный уран-238 преобразуется в изотоп плутония-239, который обладает свойствами деления, схожими с ураном-235. И тут появляется возможность преобразовать почти не делящийся в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 в новое ядерное топливо.

Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т. д.

Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.

А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.

Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления ~98℃.

Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах

В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.

Следующий шаг — БРЕСТ

Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (t_плав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.

Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).

На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.

Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.

Двухкомпонентная ядерная энергетика

Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.

В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.

БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.

Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива

На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.

Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.

Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.

Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.

Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.

Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.

Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.

Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.

На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.

На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.

Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.

Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.

В отличие от прошлого века, когда необходимо было получить ядерное оружие и заодно ядерную энергетику любой ценой, а экономику никто не просчитывал, сейчас задача состоит в том, чтобы все было энергоэффективно, экономически целесообразно и с обеспечением естественной безопасности. И кто-то это все должен делать. Так что спецы по данному и смежным направлениям без работы не останутся.

5 усовершенствованных конструкций реакторов, за которыми стоит следить в 2030 году

Управление
Ядерная энергия

17 марта 2021 г.

Программа демонстрации усовершенствованных реакторов Министерства энергетики США, обычно называемая ARDP, предназначена для того, чтобы помочь нашей отечественной атомной промышленности продемонстрировать свои усовершенствованные конструкции реакторов в ускоренные сроки. В конечном итоге это поможет нам создать конкурентоспособный портфель новых американских реакторов, которые предлагают значительные улучшения по сравнению с сегодняшними технологиями.

Усовершенствованные реакторы, выбранные для награждения за снижение риска , являются прекрасным примером разнообразных конструкций, разрабатываемых в настоящее время в Соединенных Штатах. Они варьируются от усовершенствованных небольших модульных реакторов с легким водяным охлаждением до новых конструкций, в которых используются расплавленные соли и высокотемпературные газы для гибкой работы при еще более высоких температурах и более низких давлениях.

Все они могут конкурировать на глобальном уровне после развертывания и предоставят потребителям более широкий доступ к надежному, экологически чистому источнику энергии, на который в ближайшем будущем можно положиться для гибкого производства электроэнергии, управления промышленными процессами и даже обеспечения питьевой водой. сообществам в районах с дефицитом воды.

Демонстрация усовершенствованных реакторов

Два демонстрационных проекта ARDP в настоящее время продвигаются вперед, поскольку TerraPower и X-energy активно работают со своими командами над планированием и, в конечном итоге, доставкой действующих реакторов в течение следующих семи лет. И хотя в настоящее время эти проекты могут находиться на более позднем этапе разработки технологий, мы понимаем, что другим отечественным поставщикам требуется дополнительная финансовая, техническая и нормативная поддержка для усовершенствования своих проектов.

Многие компании не имеют доступа к инфраструктуре, объектам и компьютерным моделям, необходимым для сбора данных, необходимых для подтверждения Комиссии по ядерному регулированию США (NRC), что эти реакторы работают в соответствии с проектом.

Чтобы снизить риск развития этой технологии, мы выделили 30 миллионов долларов США пяти командам из США для решения технических, операционных и лицензионных проблем, с которыми они сталкиваются в настоящее время. Цель состоит в том, чтобы повысить готовность технологий и подготовить их к будущей демонстрации и возможному развертыванию.

Вот краткий обзор пяти американских проектов, которые могут быть введены в эксплуатацию в течение следующих 14 лет.

Усовершенствованный ядерный реактор BWXT

Конструктивная концепция усовершенствованного ядерного реактора BWXT.

BWX Technologies

BWX Technologies разрабатывает переносной микрореактор, который может успешно использоваться в автономных приложениях и в удаленных районах для производства 50 мегаватт тепловой энергии для развертывания в начале 2030-х годов. Высокотемпературный газовый реактор использует другую форму топлива TRISO Министерства энергетики США, которое содержит топливный сердечник из нитрида урана для повышения производительности. Команда будет работать с Национальной лабораторией Айдахо (INL) и Национальной лабораторией Ок-Риджа (ORNL) для тестирования и квалификации топлива. Они также сосредоточатся на оптимизации новых производственных технологий, которые могли бы помочь снизить стоимость микрореакторов вдвое и развить возможности, которые могли бы принести пользу другим передовым конструкциям реакторов в этом процессе.

eVinci

^TM Микрореактор

Концепция микрореактора Westinghouse eVinci.

Westinghouse Nuclear

Westinghouse Electric Company также разрабатывает переносной микрореактор, который можно установить на месте менее чем за 30 дней. Тепловой реактор мощностью 15 мегаватт использует топливо TRISO и специальную конструкцию тепловых трубок для гибкой работы в сети или в удаленных местах. Компания будет работать с Лос-Аламосской национальной лабораторией, INL и Техасским университетом A&M, чтобы протестировать и изготовить компоненты для своей тепловой трубы и замедлителя, чтобы разработать небольшую демонстрационную установку. Этот краткосрочный двухлетний проект поддерживает более масштабные усилия Westinghouse по демонстрации прототипа реактора к 2024 году с полным коммерческим развертыванием, намеченным на середину-конец 2020-х годов.

Демонстрационный реактор малой мощности Hermes

Конструктивная концепция высокотемпературного реактора с фторидным солевым охлаждением Kairos Power.

Kairos Power

Kairos Power будет работать с ORNL, INL, Исследовательским институтом электроэнергетики (EPRI) и корпорацией Materion для развертывания маломощного демонстрационного реактора Hermes в Ок-Ридже, штат Теннесси. Hermes является ключевой вехой на пути быстрого итеративного развития компании, чтобы доказать, что ее высокотемпературный реактор с фторидно-солевым охлаждением может в конечном итоге вырабатывать недорогое ядерное тепло. Реактор будет использовать конструкцию с галечным топливным слоем TRISO с теплоносителем из расплавленных фтористых солей и достигнет уровня тепловой мощности 35 МВт. Hermes станет предшественником будущего коммерческого реактора Kairos Power мощностью 140 МВт и может быть введен в эксплуатацию к 2026 году. 

Реактор Holtec SMR-160

Концепция проекта атомной электростанции Holtec SMR-160.

Holtec International

Holtec сотрудничает с Kiewit Power Constructors, Framatome, Mitsubishi Electric Power Products, Western Services Corporation и INL, чтобы завершить ранние исследования и работы по разработке электростанции, необходимые для демонстрации своего усовершенствованного легководного малого модульного реактора. Электрическая конструкция мощностью 160 МВт может быть адаптирована для использования конденсаторов с воздушным охлаждением на вторичной стороне, что позволяет использовать ее в самых засушливых регионах мира. Holtec обладает отличными производственными возможностями и может производить большинство компонентов прямо здесь, в Соединенных Штатах. Они планируют продемонстрировать реактор на площадке Ойстер-Крик в Нью-Джерси после вывода из эксплуатации этой атомной электростанции.

Эксперимент с реактором на расплавленных хлоридах

Конструктивная концепция технологии быстрого реактора на расплавленных хлоридах TerraPower.

TerraPower

Компания Southern Company хочет построить и эксплуатировать небольшой экспериментальный реактор на основе технологии быстрого реактора на расплавленных хлоридах (MCFR) TerraPower. MCFR может быть расширен для коммерческого использования в сети и может гибко работать на нескольких видах топлива, включая отработавшее ядерное топливо из других реакторов. Southern Company будет работать с TerraPower, CORE-POWER, Orano и EPRI, а также с другими частными компаниями, лабораториями и университетами, чтобы построить первый в мире солевой реактор быстрого спектра. Технология MCFR передает тепло с невероятной эффективностью и может использоваться для хранения тепла, технологического тепла или производства электроэнергии. Эксперимент с реактором на расплавленных хлоридах послужит основой для проектирования, лицензирования и эксплуатации демонстрационного реактора, и ожидается, что он будет введен в эксплуатацию в течение следующих пяти лет.

Разработка новых концепций

ARDP планирует использовать Национальный инновационный центр реакторов в INL для эффективного тестирования и оценки этих технологий, предоставляя доступ к всемирно известным возможностям нашей национальной лабораторной системы.

В дополнение к этим пяти проектам мы также выделили 20 миллионов долларов США на менее зрелые, но новые усовершенствованные проекты реакторов в конце этого месяца. Финансирование будет способствовать дальнейшему развитию их концепции, чтобы продемонстрировать эти перспективные реакторы к середине 2030-х годов.

Эти сжатые сроки необходимы для того, чтобы Соединенные Штаты могли воспользоваться преимуществами рынка передовых реакторов, который, как ожидается, будет стоить миллиарды долларов. Вот почему мы планируем инвестировать более 600 миллионов долларов в эти проекты в течение следующих семи лет, в зависимости от наличия будущих ассигнований Конгресса.

Усовершенствованные реакторы могут создать тысячи рабочих мест внутри страны, обеспечить рост нашей экономики и одновременно снизить выбросы. Активно используя разнообразный портфель реакторов США, мы можем помочь восстановить наше мировое лидерство в технологии, которую мы впервые разработали.

Мы считаем, что в Соединенных Штатах есть лучшие в мире новаторы и технологии для решения наших самых насущных экологических и энергетических проблем. Мы полны оптимизма и рады видеть, что эти изменяющие жизнь реакторы могут сделать в самом ближайшем будущем при поддержке нашей новой программы.

Узнайте больше о нашей программе ARDP.

Подписывайтесь на нас

Алиса Капонити

Заместитель помощника секретаря по реакторному парку и развертыванию перспективных реакторов

еще этого автора

Усовершенствованные малые модульные реакторы (SMR)

Здание энергетического реактора NuScale

Энергетические реакторы NuScale. © NuScale Power, LLC, Все права защищены

Эти усовершенствованные реакторы, мощность которых, как предполагается, варьируется от десятков мегаватт до сотен мегаватт, могут использоваться для производства электроэнергии, технологического тепла, опреснения или других промышленных целей.

Усовершенствованные малые модульные реакторы (ММР) являются ключевой частью цели Департамента по разработке безопасных, экологически чистых и доступных вариантов ядерной энергетики. Усовершенствованные МСМ, разрабатываемые в настоящее время в Соединенных Штатах, представляют различные размеры, технологические варианты, возможности и сценарии развертывания. Эти усовершенствованные реакторы, мощность которых, как предполагается, варьируется от десятков мегаватт до сотен мегаватт, могут использоваться для производства электроэнергии, технологического тепла, опреснения воды или других промышленных целей. В конструкциях SMR может использоваться легкая вода в качестве хладагента или другие нелегкие хладагенты, такие как газ, жидкий металл или расплавленная соль.

Усовершенствованные ММР предлагают множество преимуществ, таких как относительно небольшие физические размеры, снижение капитальных вложений, возможность размещения в местах, недоступных для более крупных атомных станций, и возможность поэтапного увеличения мощности. ММР также предлагают определенные преимущества в плане защиты, безопасности и нераспространения.

Департамент уже давно осознал трансформационную ценность, которую передовые ММР могут обеспечить для экономики, энергетической безопасности и экологии страны. Соответственно, Департамент оказал существенную поддержку разработке легких ММР с водяным охлаждением, которые находятся на рассмотрении лицензии Комиссии по ядерному регулированию (NRC) и, вероятно, будут развернуты в конце 2020-х – начале 2030-х годов. Департамент также заинтересован в разработке ММР, в которых используются нетрадиционные хладагенты, такие как жидкие металлы, соли и газы, из-за потенциальной безопасности, эксплуатационных и экономических преимуществ, которые они предлагают.

Расширенная программа исследований и разработок SMR

Основываясь на успехах программы технической поддержки лицензирования SMR (LTS), в 2019 финансовом году была начата программа Advanced SMR R&D, которая поддерживает исследования, разработки и развертывание для ускорения доступности SMR в США. технологии на внутреннем и международном рынках. При выводе на рынок передовых конструкций ММР сохраняются значительные риски, связанные с развитием технологий и лицензированием, и требуется государственная поддержка для развертывания ММР внутри страны к концу 2020-х или началу 2030-х годов. В рамках этой программы Департамент сотрудничает с NuScale Power и Utah Associated Municipal Power Systems (UAMPS), чтобы продемонстрировать первую в своем роде реакторную технологию в Национальной лаборатории Айдахо в этом десятилетии. Благодаря этим усилиям Департамент предоставит широкие преимущества другим отечественным разработчикам реакторов, решив многие технические и лицензионные вопросы, характерные для технологий ММР, в то же время продвигая энергетическую независимость США, энергетическое превосходство и устойчивость электросетей, а также гарантируя будущее. поставка чистого, надежного питания базовой нагрузки.

Возможности промышленности США для развития передовых ядерных технологий 

В 2018 году Департамент выпустил многолетнюю возможность совместного финансирования ( Возможности промышленности США для развития передовых ядерных технологий , DE-FOA-0001817) для поддержки инновационных отечественных ядерных технологий.