Реферат на тему Замыкание ядерного топливного цикла на примере Белоярской АЭС (БН-800)

Содержание:

ВВЕДЕНИЕ 2
1. Сущность цикла ядерного топлива 4
2. Белоярская АЭС 11
3. Замыкание ядерного топливного цикла на примере Белоярской АЭС 15
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 20
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ 22

Введение:

Россия является одним из крупнейших в мире производителей ядерной энергии. В 2018 году общий объем выработки электроэнергии на атомных электростанциях в России составил 202,87 ТВтч, что составляет 20,8% всей выработки электроэнергии. Установленная валовая мощность российских ядерных реакторов составляет 31 315 МВт к декабрю 2018 года.
Россия планирует увеличить количество действующих реакторов с 31 до 59. Старые реакторы будут обслуживаться и модернизироваться, включая блоки РБМК, аналогичные реакторам в Чернобыле. Российская энергетическая стратегия 2003 года установила политический приоритет для сокращения поставок электроэнергии на основе природного газа, чтобы достичь этого путем удвоения производства ядерной энергии к 2020 году. В 2006 году Федеральное агентство по атомной энергии (Росатом) объявило цели для будущего поколения ядерной энергетики: обеспечение 23% потребностей в электроэнергии к 2020 году и 30% к 2030 году. В 2013 году российское государство выделило 80,6 млрд. Рублей (2,4 млрд. Долл. США) на развитие своей атомной отрасли, особенно экспортные проекты, в которых российские компании строят, владеют и эксплуатируют электростанцию, такую как атомная электростанция Аккую.
В соответствии с законодательством, принятым в 2001 году, все российские гражданские реакторы эксплуатируются Энергоатомом. Совсем недавно, в 2007 году, российский парламент принял закон «Об особенностях управления и распоряжения имуществом и долями организаций, использующих атомную энергию, и о соответствующих изменениях в некоторых законодательных актах Российской Федерации», в результате которого был создан Атомэнергопром — холдинговая компания для всей российская гражданская атомная отрасль, в том числе Энергоатом, производитель и поставщик ядерного топлива ТВЭЛ, торговец ураном Техснабэкспорт (Тенекс) и строитель атомных объектов Атомстройэкспорт.
Правительство России планирует выделить 127 миллиардов рублей (5,42 миллиарда долларов) на федеральную программу, посвященную технологиям атомной энергетики следующего поколения. Около 1 триллиона рублей (42,7 миллиарда долларов) было выделено из федерального бюджета на развитие атомной энергетики и промышленности до 2015 года. Через участие в проекте ИТЭР Россия также участвует в разработке ядерных термоядерных реакторов.
В российской атомной отрасли занято около 200 000 человек. Россия также реализует амбициозный план по увеличению продаж реакторов, построенных Россией за рубежом, и к 2018 году строила или планировала строительство 39 реакторов за рубежом.
Реактор с водой под давлением ВВЭР-1200 — это система, предлагаемая в настоящее время для строительства, являющаяся развитием ВВЭР-1000 с увеличенной выходной мощностью до 1200 МВт (брутто) и обеспечивающей дополнительные функции пассивной безопасности. В августе 2016 года первый ВВЭР-1200, Нововоронеж II-1, был подключен к сети.
В 2016 году были объявлены первоначальные планы по строительству 11 новых ядерных энергетических реакторов к 2030 году, включая первый ВВЭР-600, меньшую версию ВВЭР-1200 с двумя контурами охлаждения, предназначенную для небольших регионов и рынков. В Красноярском крае также были утверждены общие планы по приповерхностным хранилищам для отходов низкого и среднего уровня, а также по объектам глубокого захоронения высокоактивных отходов.
В октябре 2017 года Росатом рассмотрел вопрос о переносе ввода в эксплуатацию новых атомных станций в России из-за избыточных генерирующих мощностей и того, что цены на новую атомную электроэнергию выше, чем на действующую электростанцию. Правительство России рассматривает вопрос о сокращении поддержки новых ядерных технологий в рамках своих контрактов на поддержку, называемых «Поставщики поставок» (DPM), которые гарантируют разработчикам возврат инвестиций за счет увеличения платежей от потребителей в течение 20 лет.

Заключение:

Для вывода России на совершенно новый уровень энергетической независимости был предпринят проект «Прорыв».
Проект «Прорыв» предусматривает:
 разработку комплексной ядерной технологии будущей крупномасштабной ядерной энергетики нового типа, основанной на использовании реакторов на быстрых нейтронах, работающих в замкнутом топливном цикле;
 развитие крупномасштабной атомной энергетики будущего должно базироваться на использовании энергоблоков с более высокими, чем у предыдущих поколений и у альтернативных энергоблоков, показателями, как безопасности, так и экономичности
 разработку реакторных установок с быстрым реактором со свинцовым или натриевым теплоносителем со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом
В сентябре 2016 г. Госкорпорация «Росатом» запустила на Горно-химическом комбинате (ГХК) промышленное производство MOX-топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Как заявил глава госкорпорации С. Кириенко в ходе торжественного мероприятия, посвященного запуску производства, РФ обогнала США в технологии производства MOX-топлива.
«Я встречался с министром энергетики США, который признал, что они были вынуждены остановить свой проект создания завода MOX-топлива, — сказал он. — Они начали его на 5 лет раньше нас, уже почти 8 лет они реализуют этот проект, потратили $7,7 млрд». По его словам, строительство завода в США до сих пор не окончено. «Они нам объявили, что приостанавливают производство этого завода», — сказал Кириенко, отметив, что «если посчитать деньги, которые мы потратили на это за 2,5 года — это будет 9 с небольшим млрд. рублей, порядка $240 млн.».
Ранее в августе Железногорский ГХК собрал первую тепловыделяющую сборку (ТВС) с урановыми таблетками из MOX-топлива.
Производство MOX-топлива для быстрых реакторов создается в рамках ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения». В настоящий момент ведется планирование графика выпуска изделий в соответствии с потребностями реактора БН-800, где, как сообщалось, достигнут минимальный контролируемый уровень мощности (МКУ) и продолжаются работы по подъему мощности в соответствии с регламентом.
В настоящее время реактор БН-800 уже на 25% работает на MOX-топливе.

Фрагмент текста работы:

1. Сущность цикла ядерного топлива

Ядерный топливный цикл, также называемый ядерной топливной цепью, представляет собой прохождение ядерного топлива через ряд различных этапов. Он состоит из этапов на переднем конце, что представляют собой подготовку топлива, этапов в период службы, в которых топливо используется во время работы реактора, и этапов на заднем конце, которые необходимы для безопасного управления, удержания и перерабатывать или утилизировать отработанное ядерное топливо.
Если отработавшее топливо не перерабатывается, топливный цикл называется открытым топливным циклом (или однократным топливным циклом); если отработанное топливо подвергается переработке, оно называется замкнутым топливным циклом.

Ядерная энергия зависит от расщепляющегося материала, который может выдержать цепную реакцию с нейтронами. Примеры таких материалов включают уран и плутоний. Большинство ядерных реакторов используют замедлитель для понижения кинетической энергии нейтронов и увеличения вероятности того, что произойдет деление.
Это позволяет реакторам использовать материал с гораздо более низкой концентрацией делящихся изотопов, чем необходимо для ядерного оружия. Графит и тяжелая вода являются наиболее эффективными замедлителями, потому что они замедляют нейтроны через столкновения, не поглощая их. Реакторы, использующие тяжелую воду или графит в качестве замедлителя, могут работать с использованием природного урана.
Легководный реактор (LWR) использует воду в форме, которая встречается в природе, и требует топлива, обогащенного до более высоких концентраций делящихся изотопов. Как правило, в LWR используется уран, обогащенный до 3–5% U-235, единственным делящимся изотопом, встречающимся в значительных количествах в природе.
Одной из альтернатив этому низкообогащенному урановому (НОУ) топливу является смешанное оксидное (МОХ) топливо, полученное путем смешивания плутония с природным или обедненным ураном, и эти виды топлива обеспечивают возможность использования избыточного оружейного плутония. Другой тип МОКС-топлива включает смешивание НОУ с торием, в результате чего образуется делящийся изотоп U-233. И плутоний, и U-233 образуются в результате поглощения нейтронов облучением фертильных материалов в реакторе, в частности обычного изотопа урана U-238 и тория, соответственно, и могут быть отделены от отработанного уранового и ториевого топлива на заводах по переработке.
Некоторые реакторы не используют замедлители для замедления нейтронов. Подобно ядерному оружию, которое также использует немодерированные или «быстрые» нейтроны, эти реакторы на быстрых нейтронах требуют гораздо более высоких концентраций делящихся изотопов для поддержания цепной реакции. Они также способны производить делящиеся изотопы из плодородных материалов; реактор-размножитель — это реактор, который производит таким образом больше расщепляющегося материала, чем потребляет.
Во время ядерной реакции внутри реактора делящиеся изотопы в ядерном топливе потребляются, производя все больше и больше продуктов деления, большинство из которых считаются радиоактивными отходами. Накопление продуктов деления и потребление делящихся изотопов в конечном итоге останавливают ядерную реакцию, в результате чего топливо становится отработанным ядерным топливом.