Что такое findslide.org?

FindSlide.org - это сайт презентаций, докладов, шаблонов в формате PowerPoint.


Для правообладателей

Обратная связь

Email: Нажмите что бы посмотреть 

Яндекс.Метрика

Презентация на тему Содержание

Содержание

СодержаниеКонцепция минимального времени удвоенияСовременная концепция двухкомпонентной ядерной энергетикиКонцепция старта с уранаТрансмутация МАКлючевые развилки ЗЯТЦ
Концепции замкнутого ядерного топливного цикла и ключевые развилкиЮ.С. Хомяков СодержаниеКонцепция минимального времени удвоенияСовременная концепция двухкомпонентной ядерной энергетикиКонцепция старта с уранаТрансмутация МАКлючевые развилки ЗЯТЦ Базовые параметры Коэффициент воспроизводства:	где КВА - КВ активной зоны, КВ – бокового Модель концепции минимального времени удвоения (Т2)Быстрый реакторPuКритическая загрузка PuБыстрый реакторPuКритическая загрузка Pu……………………………………………FPИзоляция Концепция минимального времени удвоения (Т2) Требования , вытекающие из концепции минимального Т2 Модель 2-х компонентной энергетики и старта с плутония из ОЯТ тепловых реакторов XXII Век Современные оценки развития 2-х компонентной ЯЭ Развитие ЯЭ на тепловых нейтронах и Роль факторов длительности топливного цикла и удельной теплонапряженности  Увеличение длительности топливного Концепция «старта с урана-235»Модель старта с Pu ОЯТ тепловых реакторовМодель старта с урана-235 Трансмутация МА: постановка проблемы Дискуссия по трансмутации МА:Трансмутация – «лженаука 21 века»?Допустимо Трансмутация МА: 1-ая базовая физическая идеяМАPu239U238Pu239FPFP Исследования трансмутации 241AmНакопление Pu. Расчетное накопление плутония ( в основном 238Pu и Трансмутации 241Am возможна? Исследования трансмутации 237Np Исследования трансмутации 244CmТрансмутация 244Cm неэффективна с учетом большой скорости -распада ввиду малого От Np и Cm – к Pu От AM – к Cm Трансмутация МА: базовая физическая идеяAm241Pu239Np237Pu239FPFP Оценка возможности использования МА в БН-1200При разработке концепции реактора БН-1200 рассмотрены следующие Радиационные последствия рецикла МА  “Платой” за утилизацию МА является ухудшение радиационных Трансмутация МА: выводыБыстрые реакторы способны использовать в составе топлива активной зоны (гомогенная Ключевые развилки при создании ЗЯТЦ Спасибо за внимание
Слайды презентации

Слайд 2 Содержание
Концепция минимального времени удвоения
Современная концепция двухкомпонентной ядерной энергетики
Концепция

СодержаниеКонцепция минимального времени удвоенияСовременная концепция двухкомпонентной ядерной энергетикиКонцепция старта с уранаТрансмутация МАКлючевые развилки ЗЯТЦ

старта с урана
Трансмутация МА
Ключевые развилки ЗЯТЦ



Слайд 3 Базовые параметры
Коэффициент воспроизводства:

где КВА - КВ активной

Базовые параметры Коэффициент воспроизводства:	где КВА - КВ активной зоны, КВ –

зоны, КВ – бокового экрана, КВ – торцевого экрана,

L-утечка нейтронов


Breeding Gain:

Время удвоения Т2 количества делящегося топлива в системе:



Слайд 4 Модель концепции минимального времени удвоения (Т2)
Быстрый реактор
Pu
Критическая загрузка

Модель концепции минимального времени удвоения (Т2)Быстрый реакторPuКритическая загрузка PuБыстрый реакторPuКритическая загрузка

Pu
Быстрый реактор
Pu
Критическая загрузка Pu
……………………………………………
FP
Изоляция продуктов деления
FP
Изоляция продуктов деления
~ КВ-1
~

КВ-1

Т2 лет

Т2 лет

Т2 лет


Слайд 5 Концепция минимального времени удвоения (Т2)
Требования , вытекающие

Концепция минимального времени удвоения (Т2) Требования , вытекающие из концепции минимального

из концепции минимального Т2 :
минимальная критическая загрузка g0
высокая удельная

теплонапряженность топлива (qv~1/ g0)
высокий избыточный коэффициент воспроизводства (КВ-1)
короткий внешний топливный цикл ТВН
Асимптотическая мощность ядерной энергетики


МPu –количество имеющего Pu, Mкрит – критзагрузка по Pu, Tp-кампания топлива,
В-выгорание топлива

В.В.Орлов. Каким должно быть время удвоения быстрых реакторов?
Атомная энергия, 1971, вып.3, т.31, с.195-197


Слайд 6 Модель 2-х компонентной энергетики и старта с плутония

Модель 2-х компонентной энергетики и старта с плутония из ОЯТ тепловых реакторов XXII Век

из ОЯТ тепловых реакторов
XXII Век


Слайд 7 Современные оценки развития 2-х компонентной ЯЭ
Развитие ЯЭ

Современные оценки развития 2-х компонентной ЯЭ Развитие ЯЭ на тепловых нейтронах

на тепловых нейтронах и накопление ОЯТ тепловых нейтронов приводит

к тому, что до середины века при реалистичных сценариях будет доминировать Pu из ОЯТ тепловых реакторов
Высокий уровень КВ не требуется, однако и уровень КВ=1 может привести к серьезным ограничениям на мощность ядерной энергетики
Уровень КВ порядка 1.2 является приемлемым
Возможен отказ от высокой теплонапряженности и применение других (не Na) теплоносителей
Требование короткого топливного цикла не потеряло актуальности
При уменьшенной теплонапряженности активной зоны и увеличенной кампании реалистичны требования ~ 3 года


Слайд 8 Роль факторов длительности топливного цикла и удельной теплонапряженности

Роль факторов длительности топливного цикла и удельной теплонапряженности Увеличение длительности топливного

Увеличение длительности топливного цикла резко ограничивает потенциал ядерной

энергетики.
При низкой напряженности активной зоны, роль внешнего топливного цикла ниже, но и в этом случае при TТЦ = 3 года мы теряем ~1/3 энергетики.
При коротком реакторном цикле внешний топливный цикл в три раза увеличивает потребность в плутонии для запуска 1 ГВт мощности и мы уже теряем ~2/3 потенциальной энергетики

Снижение удельной теплонапряженности не приводит к автоматическому росту потребления топлива на запуск 1 ГВт
Пример (см.табл.) показывает, что при двукратном увеличении стартовой загрузки суммарное потребление Pu для запуска 1 ГВт оказывается одного
порядка ~10 т/ГВт: 9.3 - 10.7 – 11.7 т/ГВт


Слайд 9 Концепция «старта с урана-235»
Модель старта с Pu ОЯТ

Концепция «старта с урана-235»Модель старта с Pu ОЯТ тепловых реакторовМодель старта с урана-235

тепловых реакторов
Модель старта с урана-235


Слайд 10 Трансмутация МА: постановка проблемы
Дискуссия по трансмутации МА:
Трансмутация

Трансмутация МА: постановка проблемы Дискуссия по трансмутации МА:Трансмутация – «лженаука 21

– «лженаука 21 века»?
Допустимо ли захоронение ОЯТ?
Можно ли оставлять

нерешенной проблему РАО будущим поколениям?
Российская концепция обращения в ОЯТ и РАО:
переработка ОЯТ с использованием Pu в быстрых реакторах
предварительная выдержка образовавшихся РАО
радиационно-миграционное захоронение РАО

Природный U

Изоляция

ОбогащениеU

Тепловой р-р

U, Pu,

FP+Np,Am,Cm

Склад для БР

Быстрый р-р

Np,Am,Cm


Слайд 11 Трансмутация МА: 1-ая базовая физическая идея
МА
Pu239
U238
Pu239
FP
FP

Трансмутация МА: 1-ая базовая физическая идеяМАPu239U238Pu239FPFP


Pu239

FP

FP

n


n, 

n, 

n, f

n, f

 -

FP

FP


Слайд 12 Исследования трансмутации 241Am
Накопление Pu. Расчетное накопление плутония (

Исследования трансмутации 241AmНакопление Pu. Расчетное накопление плутония ( в основном 238Pu

в основном 238Pu и 242Pu) хорошо согласуется с экспериментальными

значениями.

Накопление вторичных изотопов Am.
В эксперименте получено более низкое значение накопление 242mAm., образование 243Am подтверждено в пределах ~10%.

Образование изотопов Cm.
В эксперименте обнаружено заметно большее накопление изотопов кюрия 243Cm и 244Cm (~20-30%).

Эксперимент подтвердил суммарное выгорание тяжелых атомов за цикл облучения:~9.1-9.5%

Эффективность выжигания МА ограничена большой вероятностью образования вторичных актинидов:
~26-28% за цикл облучения




Слайд 13 Трансмутации 241Am возможна?

Трансмутации 241Am возможна?

Слайд 14 Исследования трансмутации 237Np

Исследования трансмутации 237Np

Слайд 15 Исследования трансмутации 244Cm
Трансмутация 244Cm неэффективна с учетом большой

Исследования трансмутации 244CmТрансмутация 244Cm неэффективна с учетом большой скорости -распада ввиду

скорости -распада ввиду малого периода полураспада

Радиационный захват нейтронов приводит

к образованию долгоживущих изотопов Cmвместо короткоживущего 244Cm

Слайд 16 От Np и Cm – к Pu

От Np и Cm – к Pu

Слайд 17 От AM – к Cm

От AM – к Cm

Слайд 18 Трансмутация МА: базовая физическая идея
Am241
Pu239
Np237
Pu239
FP
FP

Трансмутация МА: базовая физическая идеяAm241Pu239Np237Pu239FPFP         Pu239Pu239FPFPnPu238Pu238


Pu239

Pu239

FP

FP

n


Pu238

Pu238


Слайд 19 Оценка возможности использования МА в БН-1200
При разработке концепции

Оценка возможности использования МА в БН-1200При разработке концепции реактора БН-1200 рассмотрены

реактора БН-1200 рассмотрены следующие возможности:
рециклирование только плутония, изоляция

МА
гомогенная трансмутация МА в составе топлива
гетерогенная трансмутация МА в специальных выжигательных сборках активной зоны
рецикл всех МА (без фракционирования )
рецикл МА с отделением Сm (без Cm)
рецикл только Np

Расчеты показали, что основные нейтронно-физические характеристики и параметры ядерной безопасности при утилизации собственных МА не изменяются существенно.
При этом:
за время работы реактора в нем может утилизировано более 2 тонн МА, т.е
снижение массы МА за счет рецикла составляет примерно порядок






Слайд 20 Радиационные последствия рецикла МА
“Платой” за утилизацию

Радиационные последствия рецикла МА “Платой” за утилизацию МА является ухудшение радиационных

МА является ухудшение радиационных свойств регенерированного топлива:

Гомогенная трансмутация МА:
тепловыделение возрастает в ~7 раз,
-излучение – в ~10 раз,
нейтронное излучение – в ~600 раз

Гетерогенная трансмутация МА:
тепловыделение возрастает в ~40 раз,
-излучение – в ~100 раз,
нейтронное излучение – в ~2000 раз

Наилучшим компромиссом является вариант в отделением Сm, который снижает:
тепловыделение в ~7 раз,
нейтронное излучение – в ~ 500 раз




Слайд 21 Трансмутация МА: выводы
Быстрые реакторы способны использовать в составе

Трансмутация МА: выводыБыстрые реакторы способны использовать в составе топлива активной зоны

топлива активной зоны (гомогенная трансмутация МА) минорные актиниды при

без существенного влияния на физику и безопасность РУ при разумной доле МА ~1-4%
Возможно также прямое выжигание МА в специальных гетерогенных сборках (гетерогенная трансмутация), однако такие сборки ухудшают распределение нейтронного поля в реакторе;
Из-за высокой величины  (большой величины радиационного захвата по отношению к делению) эффективность прямого выжигания МА может оказаться невысокой – облучение МА может приводить даже к увеличению активности образующейся композиции (отрицательному эффекту);
Наиболее эффективным способом утилизации МА является их трансмутация в плутониевые изотопы с последующим использованием в виде ядерного топлива – процесс аналогичный воспроизводству Pu из U-238. При этом Np-237 и Am-241 целесообразно добавлять в топливо, а изотопы Cm отделять и выдерживать до распада в Pu изотопы;
«Платой» за уничтожение долгоживущих МА является существенное ухудшение радиационных характеристик регенерированного топлива: нейтронной и гамма-активности топлива, радиационного тепловыделения в топливе, что осложняет изготовление топлива и обращение с ним;
В настоящее время задача трансмутации не решена на технологическом уровне, хотя возможности трансмутации продемонстрированы в экспериментах в реакторе Phenix (Франция), БН-350 (Россия, Казахстан)


Слайд 22 Ключевые развилки при создании ЗЯТЦ

Ключевые развилки при создании ЗЯТЦ

  • Имя файла: soderzhanie.pptx
  • Количество просмотров: 86
  • Количество скачиваний: 0
- Предыдущая Стихи А.А. Фета
Следующая -