border

Главное меню
Основы
Развитие ядерной энергетики в мире
Ядерная энергия как источник электроэнергии
Судовые реакторы
Использование высокотемпературной теплоты ядерных реакторов
Получение водорода
Экономические аспекты ядерной энергетики
Стоимость производства электроэнергии
Коэффициент использования мощности АЭС
Основы ядерной физики
Упругое рассеяние
Неупругое рассеяние
Захват нейтрона
Деление ядер
Выделение энергии при делении ядер
Постоянная распада и период полураспада
Мгновенные и запаздывающие нейтроны
Остаточное тепловыделение в реакторе
Поток нейтронов и скорость ядерных реакций
Пространственное распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
Выгорание топлива и образование продуктов деления
Коэффициент конверсии и воспроизводства
Коэффициент конверсии и эффективность использования топлива
Источники активности в реакторе
Реактивность и нестационарные условия работы реактора
Температурный коэффициент реактивности, связанный с эффектом Доплера
Коэффициенты реактивности замедлителя и теплоносителя
Температурный коэффициент реактивности конструкционных материалов
Изменение реактивности реактора
Качественное описание поведения реактора
Введение (ядерный топливный цикл)
Потребность в уране реакторов различного типа
Мировые запасы урана
Производство урана
Запасы тория
Потребности в уране и его запасы
Получение концентрата, чистых соединений, преобразование урана
Обогащение урана (введение)
Схемы заводов по обогащению урана
Обогащение урана газодиффузионным методом
Центрифужный метод обогащения
Аэродинамические методы
Усовершенствованные методы разделения
Оптимальное содержание урана в отвале
Производство топлива
Легководные реакторы
Реакторы с водой под давлением
Активная зона
Система охлаждения
Защитная оболочка
Системы регулирования
Система безопасности
Аварийная остановка реактора
Система аварийного электропитания
Система аварийной подачи питательной воды
Система аварийного охлаждения
Герметизация защитной оболочки
Активная зона, корпус давления и система охлаждения
Системы безопасности
Система аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения
Тепловые газоохлаждаемые реакторы
Усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Реактор HTGR с призматическими ТВС
Реактор HTR с шаровыми твэлами
Основы безопасности
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения
Основные аварии
Тяжеловодные реакторы
Реактор с тяжелой водой под давлением CANDU
Регулирование реактивности
Система аварийного охлаждения
Системы безопасности
Тепловые реакторы-размножители
Гомогенные реакторы-размножители
Легководные реакторы-размножители LWBR
Роль реакторов размножителей на быстрых нейтронах
История развития быстрых реакторов-размножителей
Конструкция активной зоны
Энергетическое и пространственное распределения нейтронов
Коэффициенты реактивности и контроль реактора
Доплеровский коэффициент реактивности
Температурный коэффициент реактивности теплоносителя
Температурные коэффициенты реактивности топлива
Характеристики запаздывающих нейтронов
Технические аспекты быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением
"Суперфеникс" - промышленный быстрый реактор с натриевым теплоносителем
Активная зона и зоны воспроизводства
Корпус реактора и циркуляция натрия в первом контуре
Второй контур охлаждения и парогенераторы
Вопросы безопасности АЭС с реактором LMFBR
Принцип многократного барьера
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения и аварийное охлаждение реактора LMFBR
Внутриреакторный контроль и предотвращение распространения аварий
Конструкция первого контура и корпуса реактора
Возгорание натрия
Взаимодействие натрия с водой в парогенераторе
Гетерогенные зоны реактора LMFBR
Активные зоны реактора LMFBR с усовершенствованным топливом
Газоохлаждаемые быстрые реакторы
Однократный (открытый) топливный цикл
Замкнутый ядерный топливный цикл
Плутониевый рециклинг
Торий-урановый топливный цикл
Сравнение различных типов реакторов-конвертеров
Выбор топливного цикла для реакторов-размножителей
Уран-плутониевый топливный цикл
Торий-урановый топливный цикл
Расход природного урана при различных сценариях развития ядерной энергетики
Выгрузка и хранение отработавшего топлива
Перевозка отработавшего топлива
Промежуточное хранилище отработавшего топлива
Уран-плутониевый топливный цикл
Переработка отработавшего топлива из диоксида урана
Разделка ТВС и растворение топлива
Газовая очистка и удержание газообразных продуктов делений
Химическое отделение урана и плутония
Модель потоков масс радиоактивных материалов в установке по переработке топлива
Составляющие активности отработавшего топлива и радиоактивных отходов
Повторное использование плутония и урана
Преобразование нитрата плутония в оксид плутония
Преобразование уранилнитрата в оксид урана
Производство оксидного топлива
Состояние технологии переработки уранового топлива
Опыт переработки и изготовления смешанного оксидного топлива
Конструктивные меры безопасности перерабатывающих установок
О безопасности заводов по изготовлению твэлов из смешанного оксидного топлива
ТОРИЙ-УРАНОВЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Разделка ТВС
Торекс-процесс
Производство уран-ториевого топлива
Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов размножителей
Составляющие времени внешнего топливного цикла LMFBR
Потоки масс в модели топливного цикла LMFBR
Составляющие активности отработавшего топлива LMFBR
Переработка топлива LMFBR
Производство топлива для LMFBR
Переработка и повторное производство топлива для LMFBR
Обработка радиоактивных отходов
Отверждение и хранение жидких отходов высокой удельной активности
Отверждение и хранение твердых отходов высокой удельной активности
Обработка отходов средней удельной активности
Обработка других отходов
Объемы отходов переработки топлива, предназначенных для хранения
Радиоактивные отходы при переработке уран-ториевого топлива
Радиоактивные отходы при переработке уран-плутониевого топлива LMFBR
Отходы на других этапах топливного цикла
Отходы при переработке урановой руды
Отходы при очистке, конверсии и обогащении урана
Отходы при изготовлении твэлов и эксплуатации АЭС
Захоронение отходов в глубоких геологических формациях
Непосредственное захоронение отработавших ТВС
Воздействие радиоактивных захоронений на безопасность и здоровье населения
Выбросы и радиационное воздейстзие радиоактивных продуктов
Тритий, углерод-14 и криптон
Радионуклиды йода
Стронций и цезий
Нуклиды плутония
Прочие радиологически существенные нуклиды
Доза ионизирующего излучения
Допустимые уровни радиационного воздействия
Выбросы радионуклидов и радиационное воздействие на различных этапах топливного цикла
Радиоактивные загрязнения при добыче и переработке урановой руды
Радиационное воздействие на урановых рудниках и заводах по переработке руды
Получение UF6, обогащение и изготовление топлива
Выбросы радиоактивных продуктов на АЭС
Выбросы радиоактивных продуктов из реакторов
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Радиоактивные выбросы на реакторах LMFBR, CANDU и HTGR
Дозы облучения населения в результате радиоактивных выбросов АЭС
Переработка облученного топлива и обработка радиоактивных отходов
Радиоактивные выбросы на комбинате по переработке облученного низкообогащенного топлива из UO2
Оцененные радиоактивные выбросы на комбинате по переработке смешанного облученного топлива PUO2/UO2
Радиационное воздействие комбината по переработке, топлива и радиоактивных отходов
Длительное накопление трития, 85Кr и 14С
Оценка риска связанного с эксплуатацией ядерных реакторов
Основные понятия (оценка риска)
Метод деревьев событий
Анализ деревьев отказов
Инициирующие события
Инициирующие события
Разрушение защитной оболочки
Радиоактивные выбросы
Внешние события
Моделирование распространения радиоактивных выбросов и облучение населения
Результаты анализа деревьев событий и деревьев отказов
Исследование риска в ФРГ
Изучение безопасности реакторов в США
Оценки риска с учетом последних данных по отказам
Исследования риска, связанного с эксплуатацией реакторов других типов
Исследование риска эксплуатации установок топливного цикла
Риск от объектов ядерной энергетики и других технических систем


РАЗВИТИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В МИРЕ Печать
Автор Сергей   
27.01.2008 г.


С тех пор как были построены первые в США АЭС Шиппингпорт, Янки, Дрезден (1957 — 1961 гг.), Колдер-Холл и Чапелкросс в Великобритании (1956 - 1958 гг.), развитие ядерной энергетики отмечалось значительными достижениями, особенно в 60-е и в начале 70-х годов. В конце 1981 г. в 22 странах мира работало около 260 энергетических реакторов суммарной мощностью 153 ГВт (эл.). На современных АЭС используются в основном три типа реакторов: легководные реакторы (LWR), которые имеют две модификации — корпусные реакторы с водой под давлением (PWR) и кипящие реакторы (BWR) и разновидность LWR — водоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (LGR), которые используются преимущественно в СССР; тяжеловодные реакторы (HWR), в основном типа CANDU (Canadian D2 О Uranium), и газоохлаждаемые реакторы на природном (MAGNOX) или обогащенном уране (AGR — Advanced Gascooled Reactor).
Наибольшая доля электроэнергии вырабатывается на АЭС с легководными реакторами; энергоблоки таких АЭС имеют мощность более 1300МВт(эл.).
В конце 1981 г. в мире в стадии сооружения находилось еще около 240 ядерных энергоблоков суммарной мощностью 218 ГВт(эл.). Это значит, что в конце 80-х годов в 32 странах мира будут работать приблизительно 500 энергетических реакторов суммарной мощностью свыше 370 ГВт (эл.). Дальнейшее развитие ядерной энергетики зависит от уровня общемировых энергетических потребностей, которые, в свою очередь, зависят от роста мирового населения и прогресса экономики промышленно развитых и развивающихся стран.
Доля общего производства энергии, которую можно обеспечить за счет ядерной энергетики, будет зависеть от приемлемых для промышленного использования природных запасов ядерного топлива, запасов основных традиционных источников энергии — угля, нефти, газа и эффективности использования возобновляемых источников энергии, в особенности солнечной энергии. И наконец, скорость внедрения новых АЭС будет зависеть от общественного мнения и международной политики нераспространения ядерного оружия.
Такое множество отчасти противоречивых факторов, некоторые из которых весьма переменчивы и/или имеют региональные или национальные различия, делает весьма затруднительными предположения о будущих мощностях ядерной энергетики. В частности, поэтому здесь не рассматривается еще ряд АЭС, сроки ввода которых в промышленную эксплуатацию отложены на неопределенное время.
Наряду со значительным ростом ядерной энергетики в развитых странах Запада ожидается аналогичный прогресс    в странахчленах СЭВ. Однако в других странах к 2000 г. ядерная энергетика вряд ли займет существенное место.
Прогнозы на более позднее время обладают еще большей неопределенностью. Однако введение новой и сложной ядерной технологии должно рассматриваться по крайней мере на период 50 лет: АЭС рассчитаны на эксплуатацию в течение 20 — 30 лет, и будущее развитие ядерной энергетики, в том числе и не для производства электроэнергии, должно быть обсуждено и проанализировано со всех точек зрения за период, включающий несколько поколений АЭС.
По этим прогнозам установленная мощность ядерной энергетики к 2025 г. составит от 1350 ГВт (эл.) по минимальной оценке Агентства по ядерной энергии ОЭСР (OECD/NEA) до 4800 ГВТ (эл.) по максимальной оценке МИРЭК 1977 г. Даже самый низкий уровень оценки предполагает ежегодный ввод в эксплуатацию в западных странах около 30 АЭС мощностью по 1 ГВт (эл.).
Доля ядерной энергетики в общемировом производстве первичных энергоресурсов довольно незначительна — около 3%. Однако вклад АЭС в производство электроэнергии составляет уже 12%. В развитых странах, использующих ядерную энергетику, эта цифра достигает 15 - 20%, а в некоторых случаях намного больше.
Можно предположить, что вклад АЭС в мировое производство электроэнергии к 2000 г. возрастет в среднем до 25 - 35%, в промышленно развитых странах — до 30-40%, а в дальнейшем, возможно, и до 50 - 60%. Ядерная энергетика является таким источником энергии, который может довольно длительное время использовать в будущем для производства энергии и благодаря этому уменьшить применение органических топлив-нефти, природного газа и угля.

 

...   border border