Проект АЭС мощностью 1600 МВт с реакторами на быстрых нейтронах с применением перспективного ядерного топлива на основе нептуния.

РЕФЕРАТ
ВВЕДЕНИЕ
1. ХАРАКТЕРИСТИКА ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ НАГРУЗОК
2. ОПИСАНИЕ СТАНЦИИ
2.1 Выбор и обоснование основного и вспомогательного оборудования
2.2 Описание компоновки главного корпуса
2.3 Анализ топливного хозяйства станции
3. РАСЧЕТ ТЕПЛОВОЙ СХЕМЫ СТАНЦИИ НА НОМИНАЛЬНОМ РЕЖИМЕ
4. АНАЛИЗ РАБОТЫ ВОДОПОДГОТОВИТЕЛЬНОЙ УСТАНОВКИ АЭС
5. АНАЛИЗ ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ ЧАСТИ СОБСТВЕННЫХ НУЖД АЭС
6. АНАЛИЗ РАБОТЫ СИСТЕМЫ АВТОМАТИКИ
7. ВОПРОСЫ ОХРАНЫ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ
8. АНАЛИЗ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРОЕКТИРУЕМОЙ СТАНЦИИ
9. ОЖИДАЕМЫЕ ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ПОКАЗАТЕЛИ
10. СПЕЦИАЛЬНЫЙ ВОПРОС НА ТЕМУ: «ПРИМЕНЕНИЕ НЕПТУНИЯ-237 В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРА БН-800 С ЦЕЛЬЮ УВЕЛИЧЕНИЯ ПРОДОЛЖИТЕЛЬНОСТИ ТОПЛИВНОЙ КАМПАНИИ И КОЭФФИЦИЕНТА ВОСПРОИЗВОДСТВА»
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
ПРИЛОЖЕНИЯ

Весь текст будет доступен после покупки

Замкнутый топливный цикл. Уран-235, способный к цепной ядерной реакции, доля которого составляет всего ? 0,7 в природной смеси изотопов, является основой топлива для энергетических ядерных реакторов. Но запасы урана на Земле не безграничны, а учитывая обогатительные мероприятия, вскоре U235 может закончиться.
В целях обеспечения жизнеспособности ядерной энергетики была предложена концепция замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), которая предусматривает переработку отработавшего топлива и наработку нового топлива в реакторах-размножителях [1].
Для реализации ЗЯТЦ с использованием реакторов-размножителей существует две концепции: уран-плутониевый и уран-ториевый цикл [2]. В первом случае природный или же обедненный уран, который почти полностью представлен изотопом 238U, захватывает нейтрон, и претерпевая ряд бета-распадов, превращается в 239Pu:
U^238+n_0^1>U^239>?Np?^239+e^-+(?_e ) ?;
?Np?^239>?Pu?^239+e^-+(?_e ) ? (1)
Ториевый цикл основан на облучении 232Th нейтронами в активной зоне, при этом, как и в случае, с уран-плутониевой схемой, через цепочку превращений может быть получен делящийся изотоп 233U:
?Th?^232+n_0^1>?Th?^233>?Pa?^233+e^-+(?_e ) ?;
?Pa?^233>U^233+e^-+(?_e ) ? (2)
Ториевый цикл имеет некоторые преимущества, такие как, распространенность тория в земной коре (? 3,8 раз большая чем для урана), большое сечение поглощение тепловых и резонансных нейтронов, малая вероятность образования актинидов, физические свойства. Но несмотря на это, большее распространение получил уран-плутониевый цикл в быстрых реакторах [2].
Идея по реализации замкнутого ядерного топливного цикла в СССР была связана с использованием реакторов-размножителей на быстрых нейтронах и натриевом теплоносителе. Относительно большая плотность потока нейтронов в быстром реакторе 1015 — 1016 нейтр•см-2•с-1 (для теплового реактора 1013 — 1014 нейтр•см-2•с-1) [3], вызывает высокую плотность энерговыделения в АЗ, порядка 400 Вт/см3. Эти обстоятельства вынуждают использовать жидкометаллический теплоноситель для увеличения эффективности теплообмена [4].

Весь текст будет доступен после покупки

Замкнутый топливный цикл. Уран-235, способный к цепной ядерной реакции, доля которого составляет всего ? 0,7 в природной смеси изотопов, является основой топлива для энергетических ядерных реакторов. Но запасы урана на Земле не безграничны, а учитывая обогатительные мероприятия, вскоре U235 может закончиться.
В целях обеспечения жизнеспособности ядерной энергетики была предложена концепция замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), которая предусматривает переработку отработавшего топлива и наработку нового топлива в реакторах-размножителях [1].
Для реализации ЗЯТЦ с использованием реакторов-размножителей существует две концепции: уран-плутониевый и уран-ториевый цикл [2]. В первом случае природный или же обедненный уран, который почти полностью представлен изотопом 238U, захватывает нейтрон, и претерпевая ряд бета-распадов, превращается в 239Pu:
U^238+n_0^1>U^239>?Np?^239+e^-+(?_e ) ?;
?Np?^239>?Pu?^239+e^-+(?_e ) ? (1)
Ториевый цикл основан на облучении 232Th нейтронами в активной зоне, при этом, как и в случае, с уран-плутониевой схемой, через цепочку превращений может быть получен делящийся изотоп 233U:
?Th?^232+n_0^1>?Th?^233>?Pa?^233+e^-+(?_e ) ?;
?Pa?^233>U^233+e^-+(?_e ) ? (2)
Ториевый цикл имеет некоторые преимущества, такие как, распространенность тория в земной коре (? 3,8 раз большая чем для урана), большое сечение поглощение тепловых и резонансных нейтронов, малая вероятность образования актинидов, физические свойства. Но несмотря на это, большее распространение получил уран-плутониевый цикл в быстрых реакторах [2].
Идея по реализации замкнутого ядерного топливного цикла в СССР была связана с использованием реакторов-размножителей на быстрых нейтронах и натриевом теплоносителе. Относительно большая плотность потока нейтронов в быстром реакторе 1015 — 1016 нейтр•см-2•с-1 (для теплового реактора 1013 — 1014 нейтр•см-2•с-1) [3], вызывает высокую плотность энерговыделения в АЗ, порядка 400 Вт/см3. Эти обстоятельства вынуждают использовать жидкометаллический теплоноситель для увеличения эффективности теплообмена [4].

Весь текст будет доступен после покупки

1. А. В. Очкин. Проблемы переработки отработавшего топлива современных энергетических реакторов // Теоретические основы химической технологии. — 2014. — Т. 48, вып. 1. — С. 37–42. — ISSN 0040-3571
2. В.М.Красинский. Переработка и утилизация отработанного топлива атомных АЭС // Минск. — Мельбурн: «Uranium Information Centre Ltd», 2012.
3. Уолтер А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах: пер. с англ. / А. Уолтер, А. Рейнольдс. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 624 с.: ил.;
4. Матвеев В.И. Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем: Учебное пособие / В.И. Матвеев, Ю.С. Хомяков; под ред. чл.-корр. РАН В.И. Рачкова. – М.: Издательский дом МЭИ, 2012. – 356 с.: ил.
5. Постановление Правительства РФ от 21 июля 1998 г. N 815 "Об утверждении программы развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года" (Докипедия: Постановление Правительства РФ от 21 июля 1998 г. N 815 "Об утверждении Программы развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года")
6. Постановление Правительства РФ от 3.02.2010 №50 «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года»
7. W. Seifritz & P. Wydler (1979) Criticality of Neptunium-237 and Its Possible Utilization in Nuclear Reactors, Nuclear Science and Engineering, 72:2, 272-276, DOI: 10.13182/ NSE79-A19473
8. Андрющенко А.И. – Основы технической термодинамики реальных процессов. – Москва: Высшая школа, 1975. – 264 с.;
9. Водоподготовка для АЭС. Проектирование и расчет водоподготовительных установки: учебное пособие / В.А. Карелин; Томский политехнический университет. – Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2012. – 98 с.;

Весь текст будет доступен после покупки