Основные технические показатели энергоблоков АЭС России.

2010 Ушаков В.Я.

33

Ленинградская АЭС, 2 млн. кВт.2010 Ушаков В.Я.

Машинный зал Ленинградской АЭС.

34

2010 Ушаков В.Я.

Внешний вид плавучей АЭС: 1–хранилище отработанного топлива и радиоактивных отходов, 2–реакторные установки, 3–паротурбинные установки, 4–подводный котлован

(глубина 9м), 5–гидротехническое сооружение, 6–-тепловой пункт, 7–устройства распределения и передачи электроэнергии потребителю, 8–бункер мокрого хранения

соли, 9–баки горячей воды.

35

2010 Ушаков В.Я.

36

2010 Ушаков В.Я.

Демонстрационные АЭС с реакторами на быстрых нейтронах

РеакторСтрана Физический год

выпускаМощность, МВт

(эл.)

БН-600 Россия 1980 600

Super Phenix Франция 1986 1200

БН-800 Россия строится 800

CDFR Англия проект 1320

SNR-2 ФРГ проект 1300

БН-1600 Россия проект 1600

PRISM США проект 1395

Европейский проект БР

ФранцияФРГ

Англия

проект 1500

37

2010 Ушаков В.Я.

1.6.3. Атомная энергетика на «возобновляемом топливе»(реакторы на быстрых нейтронах-БР)

- Назначение: расширенное воспроизводство делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего природного урана (U-238 - 99%, U-235 - 1% ), ОЯТ и утилизации оружейного плутония- Особенности:

- отсутствие замедлителя,- использование U-238 совместно с Pu вместо U-235 (Pu

необходим для обеспечения высокой плотности нейтронного потока),

- в 10 раз большая плотность энерговыделения и, как следствие, потребность: а) в более эффективном, чем вода, энергоносителе (расплав натрия, свинцово- висмутового сплава и др.) и б) в 3, а не в 2 тепловых контурах

2010 Ушаков В.Я.

- Преимущества и недостатки:

+ Практически полностью используется природный уран для получения из него Pu-239 и тепла, что увеличивает запасы топлива в 100 раз,+ сокращается количество отработанного ядерного топлива (ОЯТ),+ вовлекается в производство энергии оружейный плутоний,+ уменьшается потребность в свежем топливе,+ Уменьшается тепловое загрязнение окружающей среды (более высокий КПД энергоблоков),+ технологии замкнутого топливного цикла предотвращают несанкционированный доступ к делящимся материалам (технология осуществляется в защищенных камерах с помощью дистанционного управления и средств автоматизации).

- Сложная конструкция,- высокие требования к конструкционным материалам и теплоносителю,- в 1,5-2 раза большая стоимость по сравнению с реакторами на медленных (тепловых) нейтронах.

2010 Ушаков В.Я.

- Состояние:> СССР (Россия):- БОР-60, Дмитровград, 1969г.- БН-350, Шевченко (Актау), 1972г. ( 1999г. начат вывод из

эксплуатации) - БН-600, 1 блок Белоярской АЭС, 1980г.> Япония: - Джойо-50-100, 1978г.- Монзю-714, 20 ? г.> США и страны ЕС:- в 80-90-е годы вывели из эксплуатации БР

- Перспективы:> Россия:- строится БН-800 (1 блок Белоярской АЭС)- проектируется БН-1600> Япония:- с 2020г. планирует продавать реакторы БН> США и страны ЕС:- практически приостановили работы по реакторам БН

2010 Ушаков В.Я.