В оглавление ведение 6 Глава I. Систематизация разработок, сделанных в РФ 9 - davaiknam.ru o_O
Главная
Поиск по ключевым словам:
Похожие работы
Название работы Кол-во страниц Размер
Книга Иисуса Навина 1 Глава 1 1 Глава 2 2 Глава 3 3 Глава 4 4 Глава... 10 525.38kb.
Книга Пророка Иеремии 1 Глава 1 2 Глава 2 3 Глава 3 4 Глава 4 6 Глава... 23 1126.9kb.
Книга Пророка Исаии 1 Глава 1 2 Глава 2 3 Глава 3 4 Глава 4 5 Глава... 21 987.21kb.
Ведение глава Император, правительство и Дума накануне и в начальный... 1 222.28kb.
Оглавление Глава Территория заповедника 29 4642.56kb.
Тесты Дисциплина 1 106.48kb.
Спортивный праздник «а- ну ка парни!» 1 15.32kb.
Ведение Глава Сущность бренда 1 266.02kb.
Контрольные вопросы 3 часть VI постреляционные системы управления... 1 90.45kb.
Роберта Орнштейиа Глава Проснитесь в своих снах! Глава Истоки и история... 11 3156.37kb.
I. Все об успехе 25 Глава Формула успеха 27 Глава Роль взаимоотношений... 13 2357.47kb.
3. прикладная ядерная физика ядерная энергетика 1 131.47kb.
Направления изучения представлений о справедливости 1 202.17kb.

В оглавление ведение 6 Глава I. Систематизация разработок, сделанных в РФ 9 - страница №1/6



В
Оглавление
ведение 6


Глава I. Систематизация разработок, сделанных в РФ 9

Какие задачи решают быстрые реакторы 9

Развитие технологии БН 11

Текущее положение дел 16

Потребности российских организаций 20

Выводы 21



Глава II. Статус разработок в странах, работающих в этом же направлении 23

Текущее положение дел за рубежом 23

Франция 23

Япония 25

Индия 27

Китай 29


Южная Корея 30

Сравнение ядерных программ государств 32

Выводы 36

Глава III. Сотрудничество 40

Механизмы и смысл 40

Возможные направления сотрудничества 41

Необходимость сотрудничества 44

Выводы 45

Заключение 47

Список использованных источников 49

Приложения 51

Введение


Актуальность темы:

Известно, что атомная энергетика, основанная на «тепловых» ядерных реакторах, используемых на ныне действующих и строящихся АЭС, неизбежно столкнется в обозримом будущем с ресурсными ограничениями по причине низкой эффективности использования природного урана. Поэтому долговременная стратегия развития атомной энергетики предполагает достаточно широкое использование ядерных реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством вторичного ядерного топлива – плутония и замкнутым топливным циклом.[1]

Данная проблема сегодня осознается всеми странами, имеющими развитую атомную энергетику. Во всех этих странах имеются программы, в рамках которых решаются различные технологические вопросы. Многие из них весьма эффективны и имеют реальные достижения.

Для исследования была взята натриевая технология, потому что она является наиболее проработанной сегодня во всех развитых с точки зрения атомной энергетики странах, она включена в стратегические планы по замыканию ядерного топливного цикла и, в связи с чем, хорошо подходит для поставленной в работе цели.

Россия является мировым лидером в области быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, и в целях сохранения лидерства уделяет особое внимание построению оптимальной международной кооперации в данном направлении. В связи с этим в данной работе предлагается рассмотреть необходимость и возможность привлечения зарубежных партнеров к сотрудничеству в рамках направления замыкания ядерного топливного цикла с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах, а также приемлемые условия сотрудничества для российской стороны.

Нужно отметить, что международное сотрудничество в целом определяется комплексом различных аспектов: технические вопросы, геополитические задачи, учитывающие интересы внешней политики государства, и коммерческие задачи, подразумевающие выход на новые рынки. Рассматривать международное сотрудничество необходимо с учетом каждого из этих аспектов, но принимая во внимание, что геополитические задачи выходят за рамки нашего рассмотрения, а экономические оценки по новым проектам сделать достаточно сложно ввиду отсутствия ряда параметров. В связи, с чем данная работа посвящена рассмотрению возможности научно-технического сотрудничества в области отработки элементов замыкания топливного цикла и созданию натриевого реактора на быстрых нейтронах нового поколения.



Цель работы:

Обосновать целесообразность международного сотрудничества в области разработки реактора БН нового поколения и элементов ЗЯТЦ, исходя из стратегических целей и задач атомной отрасли РФ.



В связи с поставленной целью в работе выполнены и решены следующие задачи:

  • Раскрыта важность развития технологии быстрых натриевых ректоров и показано ее место в российской атомной отрасли;

  • Систематизированы российские наработки по данному направлению;

  • Сформулированы потребности российских организаций;

  • Указаны приоритетные задачи российской атомной отрасли в отношении технологии БН;

  • Рассмотрен статус подобных разработок, в странах, которые тоже работают в направлении создания реактора БН;

  • Сопоставлены программы зарубежных стран по развитию технологии быстрых реакторов;

  • Выявлены точки совпадения интересов российских организаций и зарубежных визави;

  • Оценена возможность научно-технической кооперации и показаны направления, по которым эта кооперация могла бы осуществляться;

  • Приведена оценка необходимости сотрудничества.

Глава I. Систематизация разработок, сделанных в РФ

Какие задачи решают быстрые реакторы


В настоящее время атомная энергетика (АЭ) России базируется на реакторах с тепловыми нейтронами типа ВВЭР и РБМК, которые работают на урановом топливе и вырабатывают около 16% от общего объёма производимой в стране электроэнергии. Как и для подавляющего большинства АЭС с тепловыми реакторами во всём мире, цикл жизни уранового топлива в АЭ России включает в себя последовательные этапы добычи природного урана, его обогащения, изготовления свежего ядерного топлива, его использования в реакторе и хранения облучённого ядерного топлива (ОЯТ). При такой схеме топливного цикла атомная энергетика почти ничем не отличается от традиционной энергетики, в которой органическое топливо также используется однократно.

Наряду с достоинствами, к числу которых можно отнести высокую концентрацию энергии в топливе, низкую зависимость себестоимости производимой на АЭС электроэнергии от цены на топливо и отсутствие выбросов парниковых и других вредных газов при нормальной эксплуатации, сегодняшняя атомная энергетика имеет и системные недостатки, затрудняющие, частично в среднесрочной и особенно в долгосрочной перспективе, рост АЭ на базе тепловых реакторов:

­ низкая эффективность использования добываемого природного урана: значительная (~90%) часть добытого урана остается в отвалах обогатительного производства, к тому же коэффициент полезного использования топлива в реакторах невысок;

­ значительные объёмы хранения ОЯТ и их продолжающееся накопление.

В России и других странах, развивающих гражданскую атомную энергетику, ведутся исследования и реализуются меры, направленные на преодоление вышеупомянутых недостатков, что даёт сегодня определённые положительные экономические результаты.

Однако единственным принципиальным и радикальным способом устранения системных недостатков АЭ с тепловыми реакторами является так называемое замыкание ядерного топливного цикла, то есть, повторное использование ядерных материалов, содержащихся в ОЯТ, для фабрикации нового топлива.

Облучение свежего уранового топлива в реакторе сопровождается рядом ядерных преобразований, в результате чего состав ядерных материалов в ОЯТ существенно отличается от исходного, в частности, наличием нового топливного материала - плутония. Как следствие, эффективное использование топлива, изготовленного из ядерных материалов – продуктов переработки ОЯТ, требует перехода к реакторам на быстрых нейтронах (быстрым реакторам).

Таким образом, для реализации системного подхода к преодолению недостатков АЭ с реакторами на тепловых нейтронах необходима новая технологическая платформа, главными составляющими которой являются несколько взаимозависимых равноважных технологических компонентов:

­ реактор на быстрых нейтронах;

­ производства по переработке ОЯТ тепловых и быстрых реакторов;

­ производство по фабрикации топлива из продуктов переработки ОЯТ – урана и плутония.

Таким образом, системообразующим базисом новой атомной энергетики должен стать замкнутый ядерный топливный цикл. Требования к быстрому реактору должны быть сформулированы исходя из выбранного типа замыкания топливного цикла. Все компоненты (реакторные технологии и технологии замыкания топливного цикла - переработка ОЯТ, фабрикация топлива, система обращения с РАО) являются взаимосвязанными и взаимозависимыми. Такой набор системных элементов замкнутого ядерного топливного цикла и реакторами на быстрых нейтронах терминологически принято называть новой технологической платформы (НТП).



следующая страница >>



Не может быть свободен народ, угнетающий другие народы. Сила, нужная ему для подавления другого народа, в конце концов всегда обращается против него самого. Фридрих Энгельс
ещё >>