Презентация на тему: Ядерная энергетика. Настоящее и будущее

Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Введение
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Тяньваньская АЭС (КНР)
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Атомные ледоколы
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Ядерные ракетные двигатели
Основные научно-технические глобальные проблемы развития ЯЭ
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Интегральный баланс нейтронов
Эволюция оценок на развитие АЭ в мире
Ядерная энергетика в мире
Потенциал наработки ядерного топлива в БР и ТИН
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Термоядерные источники нейтронов (ТИН)
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
Проблемы Ядерной Энергетики
Базовые физические принципы устойчивого развития ЯЭ
Ядерная энергетика. Настоящее и будущее.
1/27
Средняя оценка: 4.9/5 (всего оценок: 13)
Код скопирован в буфер обмена
Скачать (7766 Кб)
1

Первый слайд презентации: Ядерная энергетика. Настоящее и будущее

М.А. Киселёв Курс «Атомные реакторы и ядерная энергетика» ДУ, кафедра ядерной физики Лекция 3, 19 сентября 20 1 3

Изображение слайда
2

Слайд 2

2 Нейтроны 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»

Изображение слайда
3

Слайд 3: Введение

3 Введение 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

Изображение слайда
4

Слайд 4

4 Первый 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 н аучный ц ентр «Курчатовский и нститут») 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.

Изображение слайда
5

Слайд 5

5 АЭС с ВВЭР

Изображение слайда
6

Слайд 6

6 АЭС с РБМК

Изображение слайда
7

Слайд 7: Тяньваньская АЭС (КНР)

7 Тяньваньская АЭС (КНР) ВОДО-ВОДЯНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫ РНЦ «Курчатовский институт» обеспечил Научное руководство при разработке проектов реакторной установки и энергоблоков 1 и 2.

Изображение слайда
8

Слайд 8

8 РНЦ «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)

Изображение слайда
9

Слайд 9: Атомные ледоколы

9 Атомные 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 т 50 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.

Изображение слайда
10

Слайд 10

10

Изображение слайда
11

Слайд 11

11

Изображение слайда
12

Слайд 12: Ядерные ракетные двигатели

12 Ядерные 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

Изображение слайда
13

Слайд 13: Основные научно-технические глобальные проблемы развития ЯЭ

13 Основные 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.

Изображение слайда
14

Слайд 14

14 14 Зависимость доступности ресурсов ископаемого топлива от стоимости их извлечения

Изображение слайда
15

Слайд 15

15

Изображение слайда
16

Слайд 16

16

Изображение слайда
17

Слайд 17: Интегральный баланс нейтронов

17 Интегральный 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 деления 180 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*10 20 н/сек; (44,8 А) Равновесное количество нейтронов в реакторе 4,6*10 - 12 кг

Изображение слайда
18

Слайд 18: Эволюция оценок на развитие АЭ в мире

18 Эволюция 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. 200 9 год- многие страны будут стремиться укрепить свою энергобезопасность за счет развития атомной энергетики. 2050г – 400-500 ГВт 2050г – 700-1000 ГВт 2050г – > 1 5 00 ГВт

Изображение слайда
19

Слайд 19: Ядерная энергетика в мире

19 Ядерная 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%

Изображение слайда
20

Слайд 20: Потенциал наработки ядерного топлива в БР и ТИН

20 Потенциал наработки ядерного топлива в БР и ТИН Мощность, МВт Деление - 1000 ТИН - 1000 МЭВ/акт 200 16 Акт/сек 3.13+19 3.91+20 Акт/год 9.88+26 1.23+28 Нейтрон/акт 2.9-1-0.20-1-0.3=0.35 1-0.5=0.5 Плутоний (уран-233), кг/ГВт т. год 140 1450 Плутоний (уран-233), кг/ГВт эл.год (КИУМ=0.8) 280 2900

Изображение слайда
21

Слайд 21

21 U-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

Изображение слайда
22

Слайд 22

22 Возможности 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 ЯТЦ Реакторы 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

Изображение слайда
23

Слайд 23: Термоядерные источники нейтронов (ТИН)

23 Термоядерные 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.

Изображение слайда
24

Слайд 24

24 Ресурсы 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 - Np 0,6 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

Изображение слайда
25

Слайд 25: Проблемы Ядерной Энергетики

25 Проблемы 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

Изображение слайда
26

Слайд 26: Базовые физические принципы устойчивого развития ЯЭ

26 Базовые 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);

Изображение слайда
27

Последний слайд презентации: Ядерная энергетика. Настоящее и будущее

27 Необходимое 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

Изображение слайда