Разделы презентаций
- Разное
- Английский язык
- Астрономия
- Алгебра
- Биология
- География
- Геометрия
- Детские презентации
- Информатика
- История
- Литература
- Математика
- Медицина
- Менеджмент
- Музыка
- МХК
- Немецкий язык
- ОБЖ
- Обществознание
- Окружающий мир
- Педагогика
- Русский язык
- Технология
- Физика
- Философия
- Химия
- Шаблоны, картинки для презентаций
- Экология
- Экономика
- Юриспруденция
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее
Содержание
- 1. Ядерная энергетика. Настоящее и будущее
- 2. Нейтроны в атомной энергетикеС.А.СубботинXXI Совещаниепо использованию рассеяния
- 3. ВведениеВ основе ЯЭ лежит возможность создания нейтронного
- 4. Первый в России ядерный реактор Ф -1У
- 5. АЭС с ВВЭР
- 6. АЭС с РБМК
- 7. Тяньваньская АЭС (КНР)ВОДО-ВОДЯНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫРНЦ «Курчатовский институт»
- 8. РНЦ «Курчатовский институт» обеспечивает Научное руководство проектированием
- 9. Атомные ледоколыАрктика (1975) Водоизмещение 20940 т Советский
- 10. Слайд 10
- 11. Слайд 11
- 12. Ядерные ракетные двигатели Под научным руководством РНЦ
- 13. Основные научно-технические глобальные проблемы развития ЯЭПовышение эффективности
- 14. Зависимость доступности ресурсов ископаемого топлива от стоимости их извлечения
- 15. Слайд 15
- 16. Слайд 16
- 17. Интегральный баланс нейтронов10 Млн. т природного урана
- 18. Эволюция оценок на развитие АЭ в мире2000год-в
- 19. Ядерная энергетика в миреНизкий - доля ЯЭ
- 20. Потенциал наработки ядерного топлива в БР и ТИН
- 21. U-235U-238Th-232Продуктыделения,ПолезныеРадионуклиды,ЭнергияТребования пользователяБазовые принципыНормы, правилаСистема ЯЭ:Предприятия ядерного топливного циклаРеакторы на тепловых нейтронахБыстрые реакторыРеакторы выжигателиТермоядерные источники нейтроновНеядерные ресурсыDLi
- 22. Возможности совершенствования существующих объектов ЯЭ и
- 23. Термоядерные источники нейтронов (ТИН) В условиях
- 24. Ресурсы нуклидной экономикиСостав выгоревшего топлива(стандартный PWR, выгорание
- 25. Проблемы Ядерной ЭнергетикиКонтроль и управление нейтронным полем
- 26. Базовые физические принципы устойчивого развития ЯЭРиск пропорционален
- 27. Необходимое условие устойчивого развития - рост
- 28. Скачать презентанцию
Нейтроны в атомной энергетикеС.А.СубботинXXI Совещаниепо использованию рассеяния нейтронов в исследованиях конденсированного состояния16 – 19 ноября 2010 г.,Москва, Российский научный центр «Курчатовский институт»РНЦ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»
Слайды и текст этой презентации
Слайд 1Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
М.А. Киселёв
Курс «Атомные реакторы и
ядерная энергетика»
Слайд 2Нейтроны в атомной энергетике
С.А.Субботин
XXI Совещание
по использованию рассеяния нейтронов в исследованиях
конденсированного состояния
16 – 19 ноября 2010 г.,
Москва, Российский научный центр
«Курчатовский институт»РНЦ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»
Слайд 3Введение
В основе ЯЭ лежит возможность создания нейтронного поля и управления
им и контроль взаимодействия нейтронов с различными нуклидами и материалами.
«Царство
существ, населяющих атом, - это необычайный и в то же время реальный мир. Многое здесь еще остается неизученным и, возможно, никогда не будет познано до конца, хотя темп исследований нарастает с каждым днем.» - Дональд Дж.Юз «История нейтрона» Атомиздат, 1964
Слайд 4Первый в России ядерный реактор Ф -1
У истоков ядерной эры
Первый
в СССР и на континенте Евразии ядерный реактор Ф-1 был
пущен 25 декабря 1946 г. в лаборатории №2 АН СССР (ныне Российский научный центр «Курчатовский институт») И.В. Курчатовым с сотрудниками.Исследовательские работы, проводившиеся на реакторе Ф-1, явились определяющим фактором в создании у нас в стране за чрезвычайно короткий срок атомной промышленности, развитии реакторной физики и техники, ядерной энергетики.
Мощность реактора составляет 24 кВт.
Слайд 7Тяньваньская АЭС (КНР)
ВОДО-ВОДЯНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫ
РНЦ «Курчатовский институт» обеспечил Научное руководство
при
разработке проектов реакторной установки и энергоблоков 1 и 2.
Слайд 8РНЦ «Курчатовский институт» обеспечивает Научное руководство проектированием реакторной установки и двух
энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 строящейся с 2002г. АЭС.
ВОДО-ВОДЯНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫ
АЭС
«Куданкулам» (Индия)
Слайд 9Атомные ледоколы
Арктика (1975) Водоизмещение 20940 т
Советский Союз (1990) Водоизмещение
22600 т
Сибирь (1977) Водоизмещение 20940 т
Ямал (1992) Водоизмещение 22600 т
Россия
(1985) Водоизмещение 22600 т50 лет Победы Водоизмещение 25165 т
Появление линейных ледоколов с мощностью турбин 75 000 л.с. позволило произвести расширение сроков навигации
вплоть до круглогодичной в западном секторе Арктики.
Севморпуть превратился в постоянно действующую магистраль.
Слайд 12Ядерные ракетные двигатели
Под научным руководством РНЦ «Курчатовский институт»
на Семипалатинском полигоне
была создана экспериментальная база по отработке элементов ядерных ракетных двигателей: импульсный графитовый
реактор (ИГР), реакторы ИВГ, ИРГИТ. Проведен комплекс испытаний тепловыделяющих сборок.Пуск реактора ИВГ
Макет ЯРД
Слайд 13Основные научно-технические глобальные проблемы развития ЯЭ
Повышение эффективности использования урана-235 в
качестве источника нейтронов;
Вовлечение урана-238 и тория- 232 в энергопроизводство;
Обращение с
радиоактивными отходами и облученным ядерным топливом.
Слайд 17Интегральный баланс нейтронов
10 Млн. т природного урана (15 000 Млрд.
т.н.э.)
72 000 т урана 235 (110 Млрд. т.н.э.)
766 т
нейтронов деления180 т «свободных нейтронов»
9 927 450 т урана 238
120 000 т нейтронов деления
12 500 т «свободных нейтронов»
Реактор 1000 МВт эл.:
900 кг в год продуктов деления;
1,3 кг в год «свободных нейтронов»;
Скорость генерации нейтронов - 2,8*1020 н/сек; (44,8 А)
Равновесное количество нейтронов в реакторе 4,6*10-12 кг
Слайд 18Эволюция оценок на развитие АЭ в мире
2000год-в атомной энергетике нет
необходимости, она сохранится в перспективе в небольшом числе стран.
2005год- атомная
энергетика будет развиваться небольшими темпами.2009год- многие страны будут стремиться укрепить свою энергобезопасность за счет развития атомной энергетики.
2050г – 400-500 ГВт
2050г – 700-1000 ГВт
2050г – >1500 ГВт
Слайд 19Ядерная энергетика в мире
Низкий - доля ЯЭ в энергопроизводстве к
концу века порядка 6%
Средний –доля ЯЭ в энергопроизводстве к концу
века 12%Высокий -доля ЯЭ в энергопроизводстве к концу века 25%
Слайд 21U-235
U-238
Th-232
Продукты
деления,
Полезные
Радионуклиды,
Энергия
Требования пользователя
Базовые принципы
Нормы, правила
Система ЯЭ:
Предприятия ядерного топливного цикла
Реакторы на тепловых
нейтронах
Быстрые реакторы
Реакторы выжигатели
Термоядерные источники нейтронов
Неядерные ресурсы
D
Li
Слайд 22Возможности совершенствования существующих объектов ЯЭ и наполнения структуры ЯЭ недостающими
компонентами.
Специфические задачи для различных типов реакторов
Реакторы на тепловых нейтронах –
расширение области использования ЯЭ, минимизация количества плутония в ЯТЦРеакторы на быстрых нейтронах – обеспечение нейтронного баланса в системе ЯЭ
Жидкотопливные реакторы - минимизация количества минорных актинидов в системе ЯЭ
Термоядерные источники нейтронов – повышение темпов вовлечения тория-232 и урана-238 в ядерный топливный цикл, повышение нейтронного потенциала системы ЯЭ
Слайд 23Термоядерные источники нейтронов (ТИН)
В условиях дефицита делящихся нуклидов, особенно
на этапе быстрого роста мощностей ядерной энергетики, термоядерные реакторы могут
быть использованы как наиболее эффективные источники нейтронов для наработки делящихся нуклидов из сырьевых нуклидов (уран-238 и торий-232), вовлечение которых в энергопроизводство является необходимым условием устойчивого развития ядерной энергетики.
Слайд 24Ресурсы нуклидной экономики
Состав выгоревшего топлива
(стандартный PWR, выгорание 33ГВт сут/т, 10
лет выдержки)
1 тонна ОЯТ:
955 кг - U
8,5 кг - Pu
МА:
0,5
кг - Np0,6 кг - Am
0,02 кг - Cm
Долгоживущие ПД:
0,2 кг – 129I
0,8 кг – 99Tc
0,7 кг – 93Zr
0,3 кг – 135Cs
Короткоживущие ПД:
1 кг – 137Cs
0,7 кг – 90Sr
Стабильные ПД
10,1 кг – лантаниды
21,8 кг - другие
Слайд 25Проблемы Ядерной Энергетики
Контроль и управление нейтронным полем – практически решена;
Контроль
и управление генерацией энергии – практически решена;
Контроль и управление отводом
энергии – требует инновационных подходов;Преобразование энергии – требует инновационных подходов;
Контроль и управление количествами и потоками нуклидов и нейтронным потенциалом системы ЯЭ – требует наибольших вложений ресурсов, времени и интеллекта, без решения этой проблемы ЯЭ не может стать основой устойчивого развития
Слайд 26Базовые физические принципы устойчивого развития ЯЭ
Риск пропорционален мощности ЯЭ, а
не интегральной энерговыработке (замыкание ЯТЦ по всем опасным радионуклидам);
Нейтронная эффективность
ЯЭ должна возрастать (бридинг и внешние источники нейтронов);Минимизация времени жизни (количества) опасных радионуклидов в системе (разные типы реакторов в системе ЯЭ);
Эффективное использование радионуклидов, включая использование всего добываемого топлива (замыкание ЯТЦ по актинидам);
Слайд 27Необходимое условие устойчивого развития - рост потенциальных возможностей адекватного
реагирования на постоянно происходящие в обществе и природе изменения.
«Всегда нужно
знать в десять раз больше, чем необходимо сегодня непосредственно для работы.... Очень важно держать в памяти прошлые ошибки, список ошибок не менее важен, чем летопись достижений... Право на ошибку есть у каждого – важно не повторять их» Ю.Б.Харитон«Мы должны знать о природе, о ее сущности намного больше, чем можем в данный момент использовать» М.В.Келдыш
