Emporio Armani мужские    часы

Emporio Armani мужские часы

Гуманитарные науки

У нас студенты зарабатывают деньги

 Дипломы, работы на заказ, недорого

Дипломы, работы на заказ, недорого

 Cкачать    курсовую

Cкачать курсовую

 Контрольные работы

Контрольные работы

 Репетиторы онлайн по английскому

Репетиторы онлайн по английскому

Приглашаем к сотрудничеству преподователей

Приглашаем к сотрудничеству преподователей

Готовые шпаргалки, шпоры

Готовые шпаргалки, шпоры

Отчет по практике

Отчет по практике

Приглашаем авторов для работы

Авторам заработок

Решение задач по математике

Закажите реферат

Закажите реферат

БРЕСТ-300 быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением Описание работы реактора Активная зона. Канал нормального и аварийного расхолаживания. Главный циркуляционный насос Конструкция активной зоны

Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ

Концептуальный проект быстрого реактора со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-300) естественной безопасности

Отчет “Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-1200) мощностью 1200 МВт (эл) для крупномасштабной ядерной энергетики.

В данном документе представлены основные технические характеристики РУ, приведено описание конструкции реактора , обоснование принятых принципиальных конструктивных решений, представлены результаты расчетов, подтверждающих работоспособность и надежность РУ.

Обоснование концепции

Рост мировых потребностей в топливе и энергии при ресурсных и экологических ограничениях традиционной энергетики делает актуальной своевременную подготовку новой энергетической технологии, способной взять на себя существенную часть прироста энергетических нужд, стабилизируя при этом потребление органического топлива. Из множества изучаемых сегодня энергетических технологий ядерная энергетика деления - единственно реалистический способ остановить рост добычи и сжигания обычных топлив

Анализ современного состояния атомной энергетики позволяет сделать следующие выводы:

эксплуатационная безопасность современной атомной энергетики является приемлемой для существующих масштабов её использования при условии постепенного замещения действующих энергоблоков на реакторы третьего поколения;

ресурсы природного рентабельно извлекаемого из недр урана ограничены. При доминирующей сегодня практике «сжигания» урана в тепловых реакторах эти ресурсы будут исчерпаны уже в наступающем веке как в России, так и в мире в целом. Переработка отработанного топлива при рецикле Pu (МОХ- топливо) в тепловых реакторах может лишь ненамного продлить эти сроки, увеличивая затраты и снижая возможность последующего развития атомной энергетики на быстрых реакторах;

решение проблемы радиоактивных отходов отсрочивается за счёт расширения хранилищ облучённого ЯТ, что не освобождает от необходимости накопления средств для переработки ЯТ и захоронения отходов атомной энергетики в будущем;

конкурентоспособность атомной энергетики под бременем растущих расходов на наращивание систем безопасности имеет устойчивую тенденцию к снижению.

 Сейчас ядерная энергетика основывается на легководных, графитовых и тяжеловодных реакторах, выбранных ранее в качестве наиболее простых и освоенных в военной ядерной технике. Но в дальнейшем их усложнение и удорожание сузило область их использования, особенно в развивающихся странах, на которые приходится основной прирост потребления энергии.

Стратегической целью является овладение на основе ядерного бридинга. неисчерпаемыми ресурсами дешёвого топлива - урана и, возможно, тория. По мере накопления тепловыми реакторами плутония для запуска и освоения быстрых реакторов может быть развита атомная энергетика большого масштаба, постепенно замещающая традиционную и не имеющая в дальнейшем ограничений со стороны ресурсов дешёвого топлива, поскольку для реакторов с КВ³1, полностью использующих природный уран или торий, последние проекты АЭС с быстрыми и тепловыми реакторами указывают на значительное снижение разницы в их стоимости уже для быстрых реакторов традиционного типа. Разработка быстрых реакторов на основе принципа естественной безопасности позволяет рассчитывать на то, что капитальные затраты в АЭС с быстрыми реакторами нового поколения будут не выше, чем в современных АЭС с ЛВР.

Задачи атомной энергетики большого масштаба решаются быстрыми реакторами с КВ³1. В складывающихся в энергетике условиях нет необходимости в больших КВ, высокой энергонапряжённости и коротких временах удвоения плутония. Достаточны КВ»1 и умеренная энергонапряжённость, так что разработка быстрых реакторов может быть сосредоточена на проблемах экономики и безопасности.

Безопасность должна достигаться не столько за счёт наращивания систем безопасности и требований для уменьшения вероятности тяжелых аварий, сколько за счёт физических и химических свойств и закономерностей, присущих цепной реакции, топливу, теплоносителю, и позволяющих исключить возникновение или развитие аварий с катастрофическими последствиями .


Активная зона реактора БРЕСТ-2400