Воспроизводство ядерного горючего Мирончук Оксана. - презентация

1 Воспроизводство ядерного горючего Мирончук Оксана

2 Основные понятия Горючее - вещество, служащее источником энергии при сжигании в двигательных, котельных и других энергетических установках. Различают химическое горючее (топливо) и ядерное горючее. Ядерное горючее: Природное урановое Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе 239 Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233 U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232 Th. Воспроизводство ядерного топлива (горючего) - образование в ядерных реакторах вторичного ядерного топлива 239 Pu (или 233 U).

3 Бридер Ядерный реактор, позволяющий нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора. Эффективность воспроизводства – К в. Реактор на тепловых нейтронах ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии «теплового спектра». Реактор на быстрых нейтронах ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 10 5 эВ.

4 Группы ядерных реакций Уран-плутониевый цикл: Ураново-плутониевый цикл: У Ториевый цикл :

5 Схема

6 Схема топливного цикла Бридер Выдержка Химпереработка Изготовление ТВС

7 Топливные таблетки

8 ТВЭЛ Главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. 1 заглушка; 2 таблетки диоксида урана; 3 оболочка из циркония; 4 пружина; 5 втулка; 6 наконечник.

9 ТВС Машиностроительное изделие, содержащее ядерные материалы и предназначенное для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции. 1 - дистанцирующая арматура 2 - оболочка ТВЭЛа 3 - таблетки диоксида урана

10 Реакторы на быстрых нейтронах С ртутным теплоносителем Россия/СССР: БР-2 ФЭИ, г.Обнинск, 1956 С натриевым теплоносителем БР-5 ФЭИ, г.Обнинск, БОР-60 НИИАР, г.Димитровград, действует с 1968 года БН-350 Мангистауский Атомно-Энергетический Комбинат, Казахстан, г.Шевченко, БН-600 Белоярская АЭС, действует c 1980 года ИБР-2, исследовательский реактор в ОИЯИ, г.Дубна С натриевым теплоносителем США EBR I EBR II Fermi FFTF SEFOR Великобритания Dounreay Fast Reactor Prototype Fast Reactor мощностью 250 МВт был запущен в 1970-е годы и закрыт в 1994 Франция Rapsodie Phénix в эксплуатации Superphénix имел мощность 1,2 ГВт, в эксплуатации Германия SNR-300 был смонтирован в Калкаре (Северный Рейн Вестфалия) в 1985, однако так и не был запущен. Япония Мондзю, реактор мощностью 280 МВт в Цуруга работал в , вновь действует с 6 мая 2010

11 РЕАКТОР БН-350 В АКТАУ В Казахстане завершён проект по закрытию реактора.

12 БЕЛОЯРСКАЯ АЭС Энергоблок с водографитовыми канальным реактором АМБ-100 ; Энергоблок с водографитовыми канальным реактором АМБ-200 ; й энергоблок с реактором БН-600 электрической мощностью 600 МВт; 8 апреля 1980 Первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах. Крупнейший в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах.

13 Перспективы развития Россия БН -800, БН - К Япония модернизация реакторов по типу « Мондзю » Индия PFBR-500 Россия СВБР Концепция выгорания CANDLE БРЕСТ АТЭЦ « Ангстрем » США MSBR Россия ВТГР

14 Спасибо за внимание!