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


История развития быстрых реакторов-размножителей Печать
Автор Сергей   
28.01.2008 г.

Принцип воспроизводства ядерного топлива был известен уже в самом начале разработки ядерных реакторов. В США строительство первых быстрых реакторов началось до 1950 г. В Великобритании и СССР к созданию быстрых реакторов приступили в начале 50-х годов. Однако эти первые реакторы ("Клементина", EBR-1, БР-1, БР-2) были предназначены главным образом для изучения нейтроннб-физических характеристик реакторов с жестким спектром нейтронов. Кроме того, эти реакторы должны были продемонстрировать возможность реализации технических решений, закладываемых в конструкцию создаваемых реакторов EBR II, EFFBR, DFR. Поэтому неудивительно, чтo мощность некоторых из этих реакторов очень мала. В соответствий с достигнутым в это время уровнем топливной технологии твэлы выполнялись из обогапденного металлического урана или плутония. Ввиду высокой энергонапряженности (удельной объемной мощности) активной зоны в качестве теплоносителя использовались жидкие металлы, такие, как ртуть, натрий-калиевая эвтектика и натрий при сравнительно умеренных температурах. Быстрые реакторы с  жидкометаллическим теплоносителем обозначают LMFBR.
Разработка топлива для LWR способствовала аналогичным разработкам топлива для LMFBR. К 1960 г. стало ясно, что применение керамического топлива Pu02/U02 в LMFBR обеспечивает высокое выгорание — примерно до 100 МВт • сут/кг при относительно низкой стоимости топливного цикла. Использование смешанного оксидного топлива Pu02/U02 и более высокая объемная доля натриевого теплоносителя в больших энергетических LMFBR привели к тому, что спектр нейтронов в этих реакторах оказался более мягким по сравнению со спектром первых LMFBR с небольшими активными зонами. Вследствие этого коэффициенты реактивности, такие, как мгновенный доплеровский и натриевый пустотный, стали предметами детальных исследований. В период 1960 - 1970 гг. был построен целый ряд быстрых исследовательских реакторов мощностью до 60 МВт(тепл) (SEFOR,БР-5,БОР-60, "Рапсодия"), предназначенных для отработки и испытания керамических разновидностей ядерного топлива при высоких выгораниях, а также для проверки и доказательства безопасной работы реакторов этого типа. Все эти реакторы работали на смешанном оксидном топливе Pu02/U02 и охлаждались натрием. Температура натрия выбиралась такой, чтобы обеспечить высокие параметры пара и высокий КПД.
Полученное при эксплуатации исследовательских быстрых реакторов ; доказательство хорошей предсказуемости физических и других характеристик, определяющих их безопасную работу, а также накопленный опыт работы FBR легли в основу проектирования и создания быстрых реакторов второго поколения — энергетических реакторов-прототипов мощностью 250 - 300 МВт(эл.). Технические характеристики и конструктивное выполнение этих реакторов уже близки к характеристикам и конструкции больших энергетических LMFBR. В реакторах-прототипах используются смешанное оксидное топливо Pu02/U02 с проектным выгоранием 70 — 100 МВт • сут/кг и натриевый теплоноситель. Температура натрия на выходе из активной зоны равна приблизительно 550 °С, что позволяет получить КПД паровой турбины около 40%. Коэффициент воспроизводства (KB) в прототипах LMFBR составляет 1,15 — 1,20. В отношении конструкции реактора следует сказать, что существует два варианта компоновки оборудования первого контура: петлевая и баковая.
Суммарное время работы трех энергетических реакторовтпрототи-пов, действующих в мире, составляет более 20 лет. Реактор "Феникс" (Франция) эксплуатируется с 1973 г. Энергоблок с реактором БН-350 (СССР) впервые включен в энергосистему в 1973 г. Реактор PFR (Великобритания) достиг критичности в 1974 г., а с 1975 г. выдает электроэнергию в сеть. На всех трех реакторах-прототипах подтверждены первоначальное проектные характеристики как в области физики активной зоны, так и по обеспечению контроля и безопасности реактора и работоспособности других систем первого контура. При этом системы контроля и другие системы, ответственные за безопасную эксплуатацию реакторов-прототипов, были испытаны не только в условиях нормальной работы этих реакторов, но и в условиях, имитирующих аварии в контурах охлаждения. Результаты испытаний полностью совпали с проектными оценками и прогнозами. Первоначальные трудности, связанные с доводкой крупных, работающих в натрии конструкций (парогенераторов, теплообменников), были успешно преодолены.
В реакторе "Феникс" большая часть ТВС после облучения подверглась переработке; измеренное значение KB составило 1,16.
В 1979—1980 гг. после выполнения обширной программы предпусковых испытаний был пущен американский быстрый реактор FFTF мощностью 400 МВт(тепл.) с натриевым охлаждением, предназначенный главным образом для испытания топлива и конструкционных материалов. В 1980 г. введен в строй советский реактор БН-600 — первый LMFBR мощностью 600 МВт(эл.). Реактор БН-600 является промежуточной ступенью между реактором-прототипом мощностью 250 — 300 МВт (эл.) и промышленным реактором LMFBR. В ФРГ в настоящее время работает небольшой опытный быстрый реактор KNK-II мощностью 20 МВт(эл.); сооружается реактор — прототип SNR-300 мощностью 300 МВт(эл.. В Японии планируется сооружение прототипа LMFBR "Мондзю" мощностью 250 МВт(эл.), что стало возможным в результате успешной эксплуатации и накопления достаточного опыта работы исследовательского реактора "Дзеё". В США ведутся работы по разработке конструкции и изготовлению основного оборудования реактора CRBR.
В 1977 г. во Франции с началом сооружения реактора "Суперфеникс" началась стадия создания демонстрационных энергетических LMFBR. Реактор "Суперфеникс" подобно реактору "Феникс" имеет баковую компоновку оборудования первого контура. Мощность реактора 1200 МВт(эл.), термодинамический КПД 40%. Реактор "Суперфеникс" должен быть выведен на полную мощность в 1983 г.
В Великобритании в состоянии детального планирования находится демонстрационный быстрый реактор CDFR. Ожидается, что решение о его сооружении будет принято в течение следующих пяти лет..
В СССР сооружается быстрый реактор мощностью 800 МВт(эл.) и планируется сооружение демонстрационного реактора мощностью 1600 МВт(эл.). Эти реакторы служат прототипами будущих энергетических реакторов.
Широкие исследовательские работы, связанные с созданием прототипа LMFBR, ведутся в США, ФРГ и Японии.
 

...   border border