Основные типы энергетических ядерных реакторов

Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. Лекция № 6. Основные типы энергетических ядерных реакторов Содержание 6.1. Инженерно-физические основы и классификация ядерных реакторов 6.2. Канальные ядерные реакторы на тепловых нейтронах типа РБМК и CANDU 6.3. Ядерные реакторы на тепловых нейтронах типа ВВЭР и PWR 6.4. Кипящие ядерные реакторы на тепловых нейтронах типа BWR 6.5. Ядерные реакторы на быстрых нейтронах 6.6. Транспортные ядерные реакторы Заключение Список литературы Упражнения и задачи к лекции 6 6.1. Инженерно-физические основы и классификация ядерных реакторов Конструкции ядерных реакторов и экономические перспективы развития ядерной энергетики основываются на знаниях о физике ядерных превращений. Деление ядер – одна из важнейших для энергетики ядерных реакций, происходящих под действием нейтронов (см. Лекцию 2). Исключительно важной характеристикой деления (fission) является сечение деления σf. Величина сечения характеризует вероятность деления при взаимодействии ядра с нейтроном. Сечение численно равно площади такого круга (центр которого совпадает с центром ядра), попадая в который нейтрон со 100 %-й вероятностью вызывает деление ядра. Для удобства часто используют специальную единицу измерения сечения (площади) – барн (1 барн = 10-28 м2). Сечение в 1 барн соизмеримо с площадью поперечного сечения ядер. Нечетные нуклиды уран-235 и плутоний-239 называют делящимися, так как они могут делиться от нейтронов любых энергий, причем (и это важно!) вероятность деления 1 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. возрастает почти в тысячу раз при уменьшении энергии нейтронов от 2 МэВ (нейтроны деления) до 0,025 эВ (комнатная температура). Это важное обстоятельство делает полезным замедление нейтронов в реакторе, т.е. снижение их кинетической энергии до тепловых энергий (соответствующих температуре активной зоны), так как позволяет в ≈1000 раз повысить вероятность реакции деления и тем самым осуществить цепную реакцию на природном (естественном, необогащенном) уране или на слабо обогащенном уране (обогащенном изотопом уран-235). Для замедления нейтронов используют «разбавление» ядерного топлива сравнительно недорогим веществом – замедлителем нейтронов, содержащим легкие ядра и обладающим низким сечением поглощения нейтронов: графитом С, тяжелой водой D2O или легкой (обычной) водой Н2О. Реакторы с большим количеством замедлителя нейтронов в активной зоне, позволяющего снизить энергию нейтронов деления до тепловых энергий, называют реакторами на тепловых нейтронах. Реакторы, в которых специального замедлителя нейтронов нет, отличаются жестким спектром нейтронов и называются реакторами на быстрых нейтронах. Та часть ядерного реактора, которая содержит делящийся материал и собственно в которой протекает цепная самоподдерживающаяся реакция деления, называется активной зоной реактора. Минимальное количество делящегося материала и минимальный размер активной зоны, необходимые для поддержания цепной реакции, называются соответственно критической массой и критическим размером. При размерах активной зоны меньше критического утечка нейтронов через ее поверхность превышает генерацию нейтронов в объеме активной зоны, и цепная реакция затухает. В критическом реакторе, работающем при заданной тепловой мощности, необходимо отводить тепло от топлива, в котором происходит тепловыделение в результате торможения осколков деления урана (см. лекцию 2). Классификация ядерных реакторов проводится обычно по четырем признакам: 1) назначению; 2) нейтронно-физическим характеристикам; 3) применяемым материалам; 4) конструктивным особенностям. По назначению различают реакторы энергетические, многоцелевые или продуктивные (например, производящие электричество, тепло, плутоний, водород или опресняющие морскую воду), судовые, космические и исследовательские. По нейтронно-физическим характеристикам (по спектру нейтронов) различают реакторы на быстрых и тепловых нейтронах. Основу мировой ядерной энергетики в настоящее время составляют реакторы на 2 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. тепловых нейтронах. Есть только два промышленных реактора на быстрых нейтронах, способных воспроизводить ядерное топливо (см. Лекцию 2), - это охлаждаемые жидким натрием реакторы БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС в России. По применяемым материалам реакторы классифицируют по роду топлива, замедлителя и теплоносителя. Топливо практически всех современных реакторов делают из двуокиси урана UO2. В качестве теплоносителя в реакторах используют воду под давлением или кипящую воду, тяжелую воду (D2O), жидкие металлы (натрий, калий, свинец, висмут), газы (гелий, углекислый газ). Конструкционным материалом реакторов на тепловых нейтронах обычно служит цирконий (и сплавы на его основе), отличающийся минимальным поглощением нейтронов и высокой коррозионной стойкостью. По конструктивным особенностям различают реакторы корпусные и канальные. Конструкции корпусных и канальных реакторов принципиально отличаются способом удержания высокого давления воды, достигающего 160 атм (см. Лекцию 4). Согласно теории прочности цилиндрических сосудов (см. Лекцию 5), толщина стенки сосуда δ пропорциональна его диаметру D. В реакторах корпусного типа высокое давление воды удерживается толстостенным корпусом (δ ≈ 200-300 мм) большого диаметра (D более 4 м), а в реакторах канального типа – тонкостенными (δ ≈ 4-5 мм) трубами (каналами) малого диаметра (D около 90-130 мм), пронизывающими активную зону. В целях повышения безопасности и экономичности реакторов все большее внимание уделяется интегральной компоновке первого контура, когда в одном защитном корпусе (контайнменте) размещаются реактор, циркуляционные насосы и парогенераторы. Часто все оборудование первого контура, заключенное в контайенмент, называют «ядерным островом». Остальное оборудование (турбины, электрогенераторы, конденсаторы, регенераторы тепла и др.) размещают в другом здании, примыкающим к контайнменту и называемым «турбинным островом». 6.2. Канальные ядерные реакторы на тепловых нейтронах типа РБМК и CANDU Только один тип реакторов в мире – тяжеловодный реактор канадского дизайна CANDU канального типа – работает на топливе из природной смеси изотопов урана. Во всех остальных типах реакторов используется уран с обогащением по изотопу уран-235 до 2-5% (в «тепловых реакторах») или до 20% (в «быстрых реакторах»). В реакторах CANDU замедлителем нейтронов и теплоносителем служит тяжелая вода D2O, являющаяся лучшим 3 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. замедлителем. Более 40 реакторов этого типа работает в ряде стран. Реактор представляет собой большую цилиндрическую «бочку» (каландр) диаметром около 10 м, расположенную горизонтально и заполненную тяжелой водой D2O при низком давлении в межтрубном (межканальном) пространстве (рис.6.1). Каландр пронизан несколькими сотнями горизонтальных каналов (около 600) с топливом и циркулирующим тяжеловодным теплоносителем при высоком давлении (более 100 атм). Использование естественного урана приводит к отсутствию избыточной реактивности активной зоны для компенсации выгорания топлива и к необходимости частых перегрузок топлива. Поэтому в конструкции реакторов CANDU предусмотрена непрерывная перегрузка топлива без останова реактора. Рис.6.1. Схема канадского ядерного реактора CANDU канального типа с тяжеловодным (D2O) замедлителем и теплоносителем. Рис.6.2. Тепловыделяющие сборки (ТВС) для реактора CANDU 4 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. Тепловыделяющие сборки (ТВС) имеют длину 50 см, диаметр 10 см и состоят из 19-37 твэлов (в зависимости от мощности реактора) (рис.6.2). Топливо из двуокиси урана в виде прессованных таблеток помещено в трубки диаметром 12 мм из циркалоя с толщиной стенки 0,4 мм. В каждый канал помещается 12 ТВС. В реакторе электрической мощностью 600 МВт содержится 4560 ТВС в 380 каналах. Температура тяжелой воды, циркулирующей в каналах и охлаждающей ТВС, изменяется от 250 оС на входе до 293 оС на входе активной зоны. В парогенераторе горячая тяжелая вода первого контура передает тепло обычной воде, являющейся рабочим телом паротурбинного цикла Рэнкина (см. Лекцию 4). Канальные реакторы под названием РБМК (Реакторы Большой Мощности Канальные или Кипящие) разработаны в СССР. Такие реакторы работали также в Украине и Литве, но были выведены из эксплуатации после Чернобыльской аварии. В настоящее время 11 реакторов РБМК производят около половины «ядерного электричества» в России. В реакторах РБМК графит является замедлителем нейтронов, а обычная вода под давлением – теплоносителем и рабочим телом паротурбинного цикла. Реакторы рассчитаны на одноконтурную схему отвода тепла и выработку насыщенного пара. Реактор тепловой мощностью 3,2 ГВт представляет собой графитовую кладку цилиндрической формы диаметром 12 м и высотой 8 м, набранную из графитовых блоков квадратного сечения 250х250 мм с осевым отверстием и пронизанную вертикальными каналами, каждый из которых представляет собой как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра (около 88 мм) (рис.6.3, 6.4). Рис.6.3. Схема отечественного реактора РБМК-1000 5 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. В циркониевом канале полной длиной 22 м размещены одна над другой две тепловыделяющие сборки (ТВС) высотой 3,5 м каждая. ТВС содержит 18 твэлов. Наружный диаметр твэла 13,5 мм, оболочка толщиной 0,9 мм из сплава циркония с 1% ниобия. Рис.6.4. Тепловыделяющая сборка (ТВС) реактора РБМК-1000 Топливо в твэле - двуокись урана с 2% обогащением по урану-235. Перегрузка топлива – непрерывная без остановки реактора. Вода подается в активную зону снизу, нагревается и закипает. Около 14.5% воды превращается в пар. Образующаяся пароводяная смесь из верхних частей каналов отводится в сепаратор, где пар отделяется от влаги и с температурой 280 оС и давлением 6,5 МПа направляется в турбину. КПД АЭС около 31 %. 6.3. Ядерные реакторы на тепловых нейтронах типа ВВЭР и PWR Реакторы типа ВВЭР и PWR – это реакторы корпусного типа, в которых обычная вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реакторы этого типа, первоначально разработанные для ядерного подводного флота, имеют две модификации: 1) реакторы с водой под давлением (Pressure Water Reactor – PWR), аналогами которых в России являются водо–водяные энергетические реакторы (ВВЭР), и 2) кипящие реакторы (Boiling Water Reactor – BWR). Число реакторов ВВЭР (PWR) составляет около 60% всех типов энергетических реакторов, число реакторов BWR –около 21%. В России из 33 энергетических реакторов - 18 типа ВВЭР, из которых 11 – ВВЭР-1000 мощностью около 1000 МВт. Реакторов типа BWR в России нет. 6 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. Активная зона реакторов PWR размещена в нижней части прочного стального корпуса, через который под большим давлением (около 160 атмосфер) циркулирует вода, охлаждающая ядерное топливо в активной зоне (рис.6.5, 6.6). Корпус реактора имеет длину до 20 м и диаметр до 5 м при толщине стенок до 30 см. Диаметр активной зоны ВВЭР-1000 составляет 3,2 м, высота – 3,5 м. В активной установлены 163 ТВС шестигранной формы (с размером под ключ 238 мм), содержащие по 317 твэлов диаметром 9,1 мм. Рис.6.5. Схема корпусного реактора ВВЭР-1000 и его тепловыделяющей сборки (ТВС) 7 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. Рис.6.6. Схема конструкции первого контура охлаждения реактора ВВЭР-1000. Вода, нагретая в активной зоне реактора ВВЭР (PWR) до температуры 321оС, передает тепло в теплообменнике-парогенераторе воде второго контура, которая превращается в пар (вследствие более низкого давления во втором контуре) и используется в паровой турбине для выработки электроэнергии. Обогащение топлива в реакторах этого типа составляет 4 – 6 % по урану-235. 6.4. Кипящие ядерные реакторы на тепловых нейтронах типа BWR В кипящем реакторе корпусного типа BWR часть воды, охлаждающей активную зону, превращается в пар непосредственно в активной зоне и из корпуса реактора направляется в паровую турбину без дополнительного контура с парогенераторами, что удешевляет капитальные затраты АЭС. Пониженное по сравнению с PWR давление воды позволяет иметь для BWR при одинаковой мощности и большем размере корпуса меньшую толщину его стенок, что также способствует снижению капитальных расходов. Однако, обеспечение безопасности машинного зала («турбинного острова») становятся более сложными и ответственными задачами, поскольку пар из реактора непосредственно поступает в паровую турбину. Корпус типичного реактора BWR тепловой мощностью 3,5 ГВт изготовлен из низколегированной стали, имеет диаметр 6,4 м, высоту 22 м и толщину стенок 152 мм. Цилиндрическая активная зона диаметром 3,4 м и высотой 3,7 м собрана из 800 ТВС, имеющих квадратное поперечное сечение (в отличие от шестигранных ТВС отечественных 8 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. ВВЭР). Каждая ТВС состоит из твэлов, установленных в квадратной решетке 8х8. Оболочки твэлов толщиной 0,81 мм и диаметром 12,3 мм изготовлены из сплава циркалой-2. Топливо из двуокиси урана находится в твэлах в виде таблеток диаметром 10,6 мм со средним обогащением по урану-235 около 2,2-2,8 %. На японской АЭС Фукусима-1, пострадавшей в марте 2011 года от цунами, шесть реакторов типа BWR, введённых в эксплуатацию в 1971– 1979 годах, имели суммарную электрическую мощность 4,7 ГВт, что делало «Фукусиму-I» одной из 25 крупнейших АЭС в мире. 6.5. Ядерные реакторы на быстрых нейтронах Первый реактор на быстрых нейтронах (РБН) тепловой мощностью 25 кВт под названием «Клементина» был запущен в США в 1949 г. в Лос-Аламосской лаборатории, где была создана первая атомная бомба. Несмотря на первые успехи программа развития быстрых реакторов в США не получила широкого развития до сих пор. Среди причин такого отношения к перспективной идее РБН – авария на крупном реакторе «Энрико Ферми» (США, 1966 г.), высокая стоимость реакторов с жидкометаллическим теплоносителем и, по мнению некоторых западных специалистов, опасность распространения плутония при реализации замкнутого ядерного топливного цикла, к тому же дорогого (см. Лекцию 7). Первый промышленный быстрый реактор БН-350 с натриевым охлаждением тепловой мощностью 1000 МВт был построен в СССР в г. Шевченко (полуостров Мангышлак на берегу Каспийского моря со стороны Казахстана). Реактор обеспечивал производство электроэнергии и опреснение морской воды для снабжения города пресной водой и электричеством и устойчиво работал почти 25 лет до 1997 г., когда он был остановлен после распада СССР (по решению правительства Казахстана). С 1980 г. успешно работает самый мощный в мире быстрый реактор БН-600 на Белоярской АЭС (Урал) электрической мощностью 600 МВт. Там же вводится в эксплуатацию более мощный реактор БН-800 (рис.6.7). 9 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. Рис.6.7. Схема реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением БН-800 на Белоярской АЭС. В России были разработаны РБН, охлаждаемые эвтектикой свинец-висмут РbВi, для ядерных подводных лодок. Начиная с 1962 г. было спущено на воду 8 таких кораблей («лодки-истребители»). Они развивали под водой рекордные скорости (80 км/час), превосходящие почти вдвое скорость боевых морских торпед. Принципиальные различия между реакторами на тепловых и быстрых нейтронах прежде всего связаны с тем, что если в первых замедляющий нейтроны материал специально вводится в активную зону, то во вторых реакторах количество замедляющего материала сводится к минимуму, что делает спектр нейтронов более жестким. В этом спектре уран-238 эффективно захватывает нейтроны с образованием нового топлива плутоний-239. Экономически оправданная плотность энерговыделения в активной зоне РБН составляет около 500 МВт/м3, то есть примерно в 50 раз больше, чем в РБМК и CANDU и в 5 раз больше, чем в PWR. Для охлаждения столь энергонапряженной активной зоны применяю такие теплоносители, как натрий, свинец или сплав свинец-висмут. В силу пожароопасности натрия приходится применять трехконтурную схему теплоотвода. Реакторы БН выполнены в интегральной (баковой) компоновке. В БН-600 активная зона, три насоса первого контура, шесть промежуточных теплообменников Na-Na, биологическая защита и хранилище отработанных ТВС размещены в одном корпусе. Теплообменники Na10 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. Na предназначены для исключения прямого взаимодействия натрия первого контура с водой паротурбинного цикла (рис.6.8). Рис.6.8. Трехконтурная схема АЭС с реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением в интегральном исполнении с паротурбинным циклом преобразования тепловой энергии. Поскольку давление в натрии близко к атмосферному, стенки корпуса реактора значительно тоньше по сравнению с ВВЭР. Натрий, движущийся через активную зону с расходом 6 т/с, нагревается с 377 оС до 550 оС. Поэтому КПД реактора БН (около 40%) выше, чем у ВВЭР (около 33%). Активная зона несколько уплощена (диаметр 2 м, высота 0,75 м) и состоит из 370 шестигранных ТВС с размером под ключ 96 мм. Каждая кассета содержит по 127 твэлов диаметром 6,9 мм. Топливо – диоксид урана с обогащением 21 и 33 %. В активной зоне размещены также 26 стержней системы управления и защиты (СУЗ), поглощающий материал которых тантал или оксид европия и карбид бора с 80 %-ным содержанием изотопа бор-10. 6.6. Транспортные ядерные реакторы К транспортным ядерным реакторам относят энергетические реакторы для различных судов (ледоколы, подводные лодки, надводные корабли), космических аппаратов, ядерных ракетных двигателей и др. Применение ядерной энергии для обеспечения движения гражданских судов и военных кораблей (как подводных, так и надводных) придает им принципиально новые качества, обусловленные в первую очередь исключительно высокой 11 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. калорийностью ядерного топлива: отсутствие на борту запасов топлива, практически неограниченную дальность плавания, длительную автономность, высокую энерговооруженность, высокую скорость движения. В военно-морском флоте ЯЭУ получили широкое применение на атомных подводных лодках (АПЛ), тяжелых надводных крейсерах и авианесущих кораблях большого водоизмещения. В гражданском флоте наибольший эффект от применения ЯЭУ получен на ледоколах (Россия). Во всех созданных судовых ЯЭУ используется традиционный пароводяной цикл преобразования энергии. Самым распространенным типом реакторов для судовых энергетических установок стал реактор типа ВВЭР/PWR, то есть корпусной реактор с водой под давлением. Типичной ЯЭУ для отечественных судов стала КЛТ-40 тепловой мощностью около 150 МВт. В России строится плавучая АЭС, представляющая собой несамоходное судно с двумя реакторными установками КЛТ-40С ледокольного типа. Длина судна — 144 метра, ширина — 30 метров. Водоизмещение — 21,5 тысячи тонн. Электрическая мощность реактора 35 МВт, тепловая 140 Гкал в час (163 МВт). В космосе ЯЭУ нужны для спутников наблюдения, связи, телевещания и, в перспективе, для лунной базы, полета к Марсу и других задач. Результатом этих разработок в США был единичный запуск в 1965 г. ядерной установки SNAP-10А с термоэлектрическим преобразованием энергии электрической мощностью 500 Вт. В СССР с начала 1970-х годов в течение более 15 лет на космических аппаратах серии «Космос» успешно эксплуатировалась термоэлектрическая ЯЭУ «Бук» электрической мощностью около 3 кВт. В состав установки входил реактор на быстрых нейтронах с тепловой мощностью 100 кВт. В качестве топлива использовался уран, в качестве теплоносителя — калий-натриевая эвтектика. Поскольку спутники «Космос» функционировали на низких орбитах высотой 270 км, по окончании работы радиационно-опасная часть аппарата отделялась, и выполнялся её увод на орбиту захоронения высотой около 1000 км. На такой орбите реактор может существовать сотни лет, прежде чем сойдёт с орбиты из-за торможения об атмосферу. Это позволяет иметь существенный запас времени для решения вопроса безопасной утилизации такого радиоактивного источника. В конце 1980-х годов двумя успешными летными испытаниями образцов ЯЭУ с термоэмиссионным преобразованием энергии «Топаз» (Термоэмиссионный Опытный Преобразователь в Активной Зоне) электрической мощностью около 6 кВт завершилось создание отечественных космических ЯЭУ первого поколения. Это первые в мире термоэмиссионные реакторы-преобразователи. 12 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. Заключение Классификация ядерных реакторов обычно включает четыре признака: 1) назначение (энергетические, судовые, космические, исследовательские реакторы и др.); 2) нейтроннофизические характеристики (реакторы на тепловых или быстрых нейтронах); 3) применяемые материалы (топливо, теплоноситель, замедлитель нейтронов, конструкционные материалы); 4) конструктивные особенности (канальные или корпусные реакторы, интегральная компоновка). Только один тип реакторов в мире – тяжеловодный реактор канадского дизайна CANDU канального типа – работает на топливе из природной смеси изотопов урана. Во всех остальных типах реакторов используется уран с обогащением по изотопу уран-235 до 2-5% (в «тепловых реакторах») или до 20% (в «быстрых реакторах»). Имеется два типа канальных реакторов: CANDU и РБМК (Россия). В реакторах CANDU замедлителем нейтронов и теплоносителем служит тяжелая вода D2O. В реакторах РБМК графит является замедлителем нейтронов, а обычная вода под давлением – теплоносителем и рабочим телом паротурбинного цикла. Реакторы типа PWR (ВВЭР) и BWR – это реакторы корпусного типа, в которых обычная вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реакторы корпусного типа, первоначально разработанные для ядерного подводного флота, имеют две модификации: 1) реакторы с водой под давлением (Pressure Water Reactor – PWR), аналогами которых в России являются водо–водяные энергетические реакторы (ВВЭР), и 2) кипящие реакторы (Boiling Water Reactor – BWR). Число реакторов ВВЭР (PWR) составляет около 60% всех типов энергетических реакторов в мире, число реакторов BWR –около 21%. В реакторах на быстрых нейтронах уран-238 эффективно захватывает нейтроны с образованием нового топлива плутоний-239 в больших количествах, чем сгорает исходного топлива, обеспечивая расширенное воспроизводство (бридинг) ядерного топлива и в сотни раз увеличивая сырьевую базу ядерной энергетики. Для охлаждения высоконапряженной активной зоны РБН применяют такие теплоносители, как натрий, свинец или сплав свинецвисмут. К классу транспортных относят энергетические реакторы, предназначенные для судов (ледоколы, подводные лодки, надводные корабли), космических аппаратов, ядерных ракетных двигателей и др. Применение ядерной энергии на флоте (как в подводных, так и надводных судах) придает им принципиально новые качества, обусловленные в первую очередь исключительно высокой калорийностью ядерного топлива: отсутствие на борту 13 Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. запасов топлива, практически неограниченную дальность плавания, длительную автономность, высокие энерговооруженность и скорость движения. В космосе ЯЭУ нужны для спутников наблюдения, связи, телевещания и, в перспективе, для лунной базы, полета к Марсу и других задач. В СССР созданы и успешно испытаны ЯЭУ с термоэмиссионным преобразованием энергии «Топаз» и с термоэлектрическим преобразованием «Бук». Список литературы к лекции 6 А) Основная литература 1. Харитонов В.В. Энергетика. Технико-экономические основы: Учебное пособие. – М.: МИФИ, 2007. – 256 с.+ илл.72 с. 2. Ядерная энергетика. Проблемы. Решения /Под ред. М.Н.Стриханова. – Монография в 2-х частях. -М.: ЦСПиМ, 2011. Часть 1. Глава 1. Основные типы энергетических ядерных реакторов. С.16-129. Б)Дополнительная литература 1.Канальный ядерный энергетический реактор РБМК / М.А. Абрамов, В.И. Авдеев, Е.О. Адамов и др.; Под общ. ред. Ю.М. Черкашова. – М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. – 632 с. 2. Петров С.А. Состояние и перспективы развития корабельных ЯЭУ иностранных флотов. Издательство: Судостроение, СПб. – 2009, 328 с. 3. Ионкин В.И., Ярыгин В.И. Роль ядерной энергетики в космических исследованиях. Опыт и достижения СССР/России. Современное состояние и перспективы развития. Обнинск: ИАТЭ, 2007. – 80 с. Упражнения и задачи к лекции 6 6.1. Укажите в таблице правильную запись реакции деления урана-235 под действием нейтрона. № п/п Ответ 92 1. 235U  n  ( f1  f 2 )  3n  200 МэВ U  n  ( f1  f 2 )  n  q. 2. 235 92 3. 235 92 4. 235 92 U  n Ba  Kr  3n 139 56 94 36 U  n  ( f1  f 2 )  7n  200МэВ 5. 14 (2.14) Экономика ядерной энергетики. Автор: Харитонов В.В. 6.2. Стоимость отпускаемой электроэнергии в США около Ц=5 центов за 1 кВт·час. Оцените годовую выручку R всех АЭС США (долларов в год), полагая, что работают N=100 энергоблоков средней мощностью W=1000 МВт каждый при КИУМ=80%. Найдите правильный ответ. 1 – 350 млн.$/год; 2 – 35 млрд.$/год; 3 – 350 млрд.$/год; 4 – 95,9 млн.$/сут. 6.3. Если среднемесячное потребление электроэнергии в среднестатистической квартире составляет ε=500 кВт·ч/мес, то сколько квартир N может обеспечить электроэнергией одна двухблочная АЭС с реакторами ВВЭР-1200 при КИУМ=0,75? Укажите правильные ответы. 1 – 13 тыс. квартир; 2 – 1,3 млн. квартир; 3 – 2,6 млн. квартир; 4 – 26 тыс. квартир. 6.4. Для охлаждения реактора на быстрых нейтронах БН-1200 требуется около М≈2 600 т натрия ядерной чистоты по цене около 8 $/кг. Какую долю ε капитальных затрат, составляющих К=8 млрд.$, составляет стоимость металлического натрия? 1 – 0,12 %; 2 – 26 %; 3 – 0,26 %. 6.5. Реактор на естественном уране CANDU работает с тепловой мощностью Q=1800 МВт. Определите скорость наработки плутония-239 G9, (кг/год), если коэффициент конверсии (воспроизводства) С=0,7 (число ядер плутония-239, образующихся из урана-238 при делении одного ядра урана-235). Выгоранием плутония пренебречь. № п/п 1 2 3 4 Ответ G9=56 000 G9= 15 кг/год G9=491 кг/год G9=1,37 кг/год кг/сут 6.6. Перечислите барьеры безопасности реактора АЭС. Укажите правильные ответы. № п/п 1 2 3 4 Ответ 1.Вещество ядерного топлива. 2.Оболочка твэла. 3.Корпус реактора. 4.Контейнмент. 1. Вода в реакторе. 2.Корпус реактора. 2.Охраняемый забор АЭС. 15 1. Оболочка ТВС. 2. Бетонная защита. 3. Квалификация персонала. 4. Охрана МВД. 1. Оболочка реактора. 2. Железобетонные стены здания АЭС. 3. Система фильтров. 4. Бассейн выдержки ОЯТ.