BAZAZAVR.COM

Первоочередные задачи ядерного топливного цикла

Учебные материалы на русском языке

Учебные работы для студентов и учеников

Просмотров: 185 | Загрузок: 0 | Размер:
Для ядерного топливного цикла характерен положительный баланс между добычей сырья и созданием технологичной и конкурентоспособной продукции. Между тем уже сегодня существует реальная проблема обеспечения ураном АЭС России. В связи с этим к 2010 году необходимо увеличить производство урана в 1,4 раза, а к 2020 году - в 3,4 раза. Только в этом случае российские атомные станции будут в достаточной степени обеспечены сырьем и сохранены экспортные поставки ядерного топлива и низкообогащенного урана на внешний рынок.

Единственной компанией в стране, которая занимается производством ядерного топлива и его компонентов, является корпорация ТВЭЛ - открытое акционерное общество со 100%-ным государственным капиталом. Предприятие разработало долгосрочную программу "Уран ТВЭЛ", которая предусматривает к 2010 году на действующих рудниках за счет собственных средств компании увеличить добычу природного урана в 1,4 раза и в 1,7 раза - к 2020 году. После 2010 года на базе новых и резервных урановых месторождений планируется ввести новые рудники.

Однако, как подчеркивалось на заседании секции по атомной энергетике экспертного совета Комитета Госдумы по энергетике, транспорту и связи, освоить новые масштабные месторождения, которые позволили бы полностью ликвидировать дефицит урана, без государственной поддержки ТВЭЛ не сможет. Ситуация с развитием минерально-сырьевой базы урана в целом напряженная. Любая задержка с интенсификацией работ по развитию сырьевой базы урана уже через 7-10 лет может привести к кризисным явлениям как для российской атомной энергетики, так и для всего мирового рынка ядерного топливного цикла.

Чтобы этого не случилось, Институт государства и права РАН рекомендует подготовить проект Федерального закона "О государственной поддержке инновационного развития атомной энергетики", определяющий основные направления среднесрочной и долгосрочной политики государства в отношении атомной энергетики России. Такой документ в первую очередь необходим для законодательного обеспечения перевода атомной отрасли на технологии замкнутого цикла.

Важнейшей задачей дня является также создание необходимой нормативной правовой базы для проведения структурной реформы в атомной отрасли. Разработка концепции структурной реформы атомной энергетики и внесение на ее основе соответствующих изменений в действующее законодательство позволят решить задачу оптимизации структуры управления атомной энергетикой и в конечном счете повышения ее инвестиционной привлекательности.

Ядерный (атомный) реактор – установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся управляемая цепная ядерная реакция деления. Ядерные реакторы используются в атомной энергетике и в исследовательских целях. Основная часть реактора – его активная зона, где происходит деление ядер и выделяется ядерная энергия. Активная зона, имеющая обычно форму цилиндра объёмом от долей литра до многих кубометров, содержит делящееся вещество (ядерное топливо) в количестве, превышающем критическую массу. Ядерное топливо (уран, плутоний) размещается, как правило, внутри тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), количество которых в активной зоне может достигать десятков тысяч. ТВЭЛы сгруппированы в пакеты по несколько десятков или сотен штук. Активная зона в большинстве случаев представляет собой совокупность ТВЭЛов погружённых в замедляющую среду (замедлитель) – вещество, за счёт упругих соударений с атомами которого энергия нейтронов, вызывающих и сопровождающих деление, снижается до энергий теплового равновесия со средой. Такие “тепловые” нейтроны обладают повышенной способностью вызывать деление. В качестве замедлителя обычно используется вода (в том числе и тяжёлая, D2О) и графит. Активную зону реактора окружает отражатель из материалов, способных хорошо рассеивать нейтроны. Этот слой возвращает вылетающие из активной зоны нейтроны обратно в эту зону, повышая скорость протекания цепной реакции и снижая критическую массу. Вокруг отражателя размещают радиационную биологическую защиту из бетона и других материалов для снижения излучения за пределами реактора до допустимого уровня.

В активной зоне в результате деления освобождается в виде тепла огромная энергия. Она выводится из активной зоны с помощью газа, воды или другого вещества (теплоносителя), которое постоянно прокачивается через активную зону, омывая ТВЭЛы. Это тепло может быть использовано для создания горячего пара, вращающего турбину электростанции.

Для управления скоростью протекания цепной реакции деления применяют регулирующие стержни из материалов, сильно поглощающих нейтроны. Введение их в активную зону снижает скорость цепной реакции и при необходимости полностью останавливает её, несмотря на то, что масса ядерного топлива превышает критическую. По мере извлечения регулирующих стержней из активной зоны поглощение нейтронов уменьшается, и цепная реакция может быть доведена до стадии самоподдерживающейся.
Первый реактор был пущен в США в 1942 г. В Европе первый реактор был пущен в 1946 г. в СССР.

Цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный СР-1[2]. Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко — единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1949 году введён в действие реактор по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

В настоящее время, по данным МАГАТЭ, в мире насчитывается 441 реактор в 30 странах. Также ведётся строительство ещё 44 реакторов[3].