Ядерная энергетика Курсовой проект по дисциплине "Детали машин" Лекции по физике Начертательная геометрия Черчение Контрольная по математике Дизайн квартир

Ядерная энергетика

Вместе с тем, экономические изменения в период до 2050 могут потребовать пересмотра стратегии вторичной переработки топлива, то есть баланса между наработкой и сжиганием плутония, и пересмотра роли быстрых реакторов. Современные реакторы на быстрых нейтронах считаются приемлемыми не только благодаря их способности к самоподдерживанию при наработке плутония, но и потому, что на них можно сжигать актиниды и даже изотопы урана и плутония. Эти долгоживущие актиниды оказывают максимальное влияние на окружающую среду при отправке отходов на захоронение. А наработка "чистого" плутония представляется идеальным средством для изготовления МОХ-топлива для тепловых реакторов, позволяющим снизить потребность в свежем уране. Существующая технология Ршех для переработки облученного топлива не создает принципиальных препятствий проектируемому увеличению ядерных мощностей, но она должна быть усовершенствована для того, чтобы можно было перерабатывать актиниды.

В зависимости от ядерной политики в каждой стране могут быть избраны две основные усовершенствованные технологии топливного цикла: производство топлива, пригодного для его последующего использования в усовершенствованном процессе переработки, и производство топлива для процессов, сопровождающихся сжиганием и вторичной переработкой актинидов. При любом варианте выбора возникает вопрос о наиболее подходящей форме топлива. При сверхглубоком выгорании (выше 70 ГВт-сут/т) топлива как и при сжигании актинидов требуется принятие мер по уменьшению образования газов и против распухания оболочек топливных элементов. Потребность сжигания плутония в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах влечет за собой разработку новых видов топлива, в частности топливных элементов на инертной основе, чтобы в максимальной степени повысить глубину выгорания. Топливный элемент на инертной основе (матрица) может быть нескольких типов, един из которых содержит композитное топливо - CERCER и CERMET. В этом случае топливо в виде окиси плутония представляет собой керамику ^ER), смешанную в равном объемном соотношении с материалом инертной матрицы, которая в свою очередь может быть керамической ^ER) или металлической (МЕТ). На основе таких матриц разрабатываются различные типы топливных сборок с целью достижения максимальной загрузки плутонием или максимальной глубины выгорания при минимальной модификации активной зоны и системы управления в стандартном PWR.

Дальнейшее совершенствование управления отработанным топливом ожидается за счет использования топливных матриц, в которых продукты деления и актиниды химически связаны. Разработки так называемого камнеподобного оксидного топлива (rock-like oxide fuel - RCX) для легководных реакторов ведутся Японским научно-исследовательским институтом по атомной энергии JAERI. Сопоставимые исследования проводятся и по топливному циклу для быстрых реакторов. Плутоний и актиниды предполагается использовать в быстрых реакторах с применением гомогенного и гетерогенного процессов вторичной переработки топлива. Актиниды поддаются сжиганию при гомогенной переработке, при которой оксидное топливо с высоким содержанием плутония обогащается актинидами до 10%. В настоящее время ведутся интенсивные работы по гетерогенному процессу.

Уделяется внимание и другим направлениям. Например, нитридные виды топлива выглядят многообещающими благодаря высокой плотности тяжелых металлов, их высокой теплопроводности и высокой температуре плавления. В то же время неясно, существуют ли реальные пути решения проблемы актинидов без освоения новых технологий. Хотя топливные проблемы находятся на главном направлении развития ядерной энергетики будущего, ведущиеся по ним научные исследования весьма дороги и занимают много времени. Некоторые концептуальные модели реакторов были предложены в последние десятилетия и в настоящее время их проекты должны быть переработаны в соответствии с текущей практикой и более точным определением потребностей ядерной энергетики. Это относится к жидкометаллическим реакторам на быстрых нейтронах и к высокотемпературным газоохлаждаемым реакторам. В частности, реактор на быстрых нейтронах, охлаждаемый жидким свинцом, с уран-плутониевым нитридным топливом может быть спроектирован как реактор с повышенной (внутренней) безопасностью и экономической эффективностью. Он может быть предназначен для получения тепловой энергии (водяной пар); может быть использован как потребитель плутония, получаемого при переработке топлива энергетических реакторов, и плутония оружейного качества, поступающего в рамках программы разоружения; и кроме того может использоваться для окончательного сжигания актинидов. Модульный гелиевый реактор (МНR) - результат непосредственного сочетания небольшого реактора с газовой турбиной, работающей на гелии. Такое сочетание стало возможным благодаря развитию по следующим направлениям: высокотемпературные реакторы: крупные промышленные газовые турбины; магнитные подшипники; крупные теплообменники. Это при высоком уровне внутренней безопасности обещает уменьшение стоимости электроэнергии за счет повышения суммарного кпд цикла до 47%. Топливо, представляющее собой микросферы из оксикарбида урана, покрытые слоями чистого углерода и карбида кремния, способно выдерживать очень высокую глубину выгорания (почти в 10 раз большую, чем в существующих реакторах). В топливе могут быть использованы различные комбинации делящихся материалов, в частности U с Ih, а также с плутонием, полученным из ядерного оружия или из переработанного топлива коммерческих реакторов.

Таким образом, в настоящее время в атомной энергетике доминирует урановый топливный цикл. Однако, все чаще раздаются требования вовлечения в ЯТЦ тория (цикла, не образующего плутония и делящихся актинидов) и оружейного плутония (цикл, направленный на уничтожение накопленных запасов плутония). Ожидается, что при этом удастся как повысить экологическую безопасность АЭС (в первую очередь - обезопасить АЭС от атаки террористов), так и решить проблему нераспространения ядерного оружия. Задачи эти, при всей их привлекательности, натолкнулись на существенные технические и экономические препятствия, так что отказ от уранового топливного цикла, по-видимому, дело достаточно далекого будущего.

Ввиду современной важности уранового топливно-энергетического цикла, мы посвятим ему две последующих лекции.


Радиохимические заводы России