Часы-браслет Pandora    + серьги Dior

Часы-браслет Pandora + серьги Dior

Заработок для студента

Заработок для студента

 Заказать диплом

Заказать диплом

 Cкачать контрольную

Cкачать контрольную

 Курсовые работы

Курсовые работы

Репетиторы онлайн по любым предметам

Репетиторы онлайн по любым предметам

Выполнение дипломных, курсовых, контрольных работ

Выполнение дипломных, курсовых, контрольных работ

Магазин студенческих работ

Магазин студенческих работ

Диссертации на заказ

Диссертации на заказ

Заказать курсовую работу или скачать?

Заказать курсовую работу или скачать?

Эссе на заказ

Эссе на заказ

Банк рефератов и курсовых

Банк рефератов и курсовых

Быстрый реактор Российская программа по быстрым реакторам Курсовой проект реактор ВВЭР Гомогенный реактор с отражателем Ядерная энергетика в мире Основы физики ядерных реакторов Воспроизводство ядерного топлива

Российская программа по быстрым реакторам

Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря [14]. Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии. Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Одна из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем - наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, продиктованное соображениями безопасности.

Реакторная установка БН-350, несмотря на сложность ее технологической схемы, успешно работала с 1973 по 1988 год (на пять лет дольше проектного времени) в составе Мангышлакского энергетического комбината и завода опреснения морской воды в г. Шевченко (ныне - Актау, Казахстан).

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае их аварийной разгерметизации мог возникнуть пожар. Поэтому, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР началось проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором натриевые трубопроводы большого диаметра отсутствовали и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора. Это позволило практически полностью исключить опасность разгерметизации первого натриевого контура, снизить пожарную опасность установки, повысить уровень радиационной безопасности и надежности реактора.

Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 года в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных конструкционных материалов и топлива.

Во всех последующих проектах реакторов этого типа в России, так же как и в большинстве проектов коммерческих быстрых реакторов, разработанных за рубежом, используется интегральная конструкция.

В Российской Федерации находятся два действующих быстрых реактора: экспериментальный реактор БОР- 60 в Димитровграде и коммерческий реактор БН-600, являющийся третим блоком Белоярской АЭС.

БН-600 работает более 27 лет. Он является самым крупным действующим быстрым реактором в мире. Теплоносителем является натрий, работает он на MOКС топливе, и его операционная надежность превосходна. Так же как часть Белоярской АЭС строится БН-800.

Основные российские исследования по быстрым реакторам сосредоточенны на развитии современных технологий по быстрым реакторам с натриевым, свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителем [15].

Рис 3 - Размещение действующих быстрых реакторов в мире (по состояние на 1 января 2009 года)

Международные программы сотрудничества в области быстрых реакторов

Было учреждено несколько международных инициатив, которые должны способствовать развитию программ по быстрым реакторам.

Инициатива Соединенных Штатов Америки: Глобальное Партнерство Ядерной энергии (GNEP) пытается создать передовую технологию для того, чтобы переработать отработанное ядерное топливо. Развитие технологии по быстрым реакторам - главная часть этой стратегии.

Основная задача заключается в эффективном управлении ядерными отходами и проблемах нераспространения. GNEP состояло из 19 членов на конец 2007. 

Международный Форум Четвертое поколение (GIF) объединяет 13 стран. Шесть инновационных реакторов были отобраны для дальнейшего развития и потенциального ввода в эксплуатацию до 2030. Три из них - проекты быстрых реакторов с натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым или гелиевым теплоносителем. GIF был основан в мае 2001, чтобы вести совместные усилия по развитию следующего поколения атомных электростанций.

Международный Проект МАГАТЭ по Инновационным Ядерным Реакторам и Топливным Циклам (INPRO) - форум обсуждения для экспертов и руководителей по всем аспектам планирования ядерной энергетики, так же как и по развитию и развертыванию инновационных систем ядерной энергии (INSs). Этот проект в настоящее время включает 28 членов. В рамках этого проекта было проведено совместное оценочное изучение закрытого ядерного топливного цикла Канадой, Китаем, Францией, Индией, Японией, Республикой Кореей, Российской Федерацией и Украиной в 2005-2007 [16].

Целью энергетической политики России является максимально эффективное использование природных энергетических ресурсов и потенциала энергетического сектора для устойчивого роста экономики, повышения качества жизни населения страны и содействия укреплению ее внешнеэкономических позиций.
Перспективы развития быстрых реакторов