Социальная программа «Шаг в будущее, Электросталь», городская тематическая конференция «Первый шаг в атомный проект» Проект проведения школьной научной конференции «Атомная энергетика: история функционирования, наука, инновации»

Вид материала

Программа

Содержание Опыт и решения по выводу из эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем Нормативная документация Ростехнадзора предусматривает три возможных варианта вывода ЯРОО из эксплуатации Опыт эксплуатации, модернизации и продления ресурса энергоблока бн-600 белоярской аэс Основные результаты 30-ти летней эксплуатации энергоблока № 3 Проект реактора бн-800 Основные параметры энергоблока бн-800 Разрез реактора бн–800 Расчётный анализ физических характеристик топливного цикла реактора типа бн-1200 с начальной загрузкой урановым топливом и после Система газовой компенсации давления первого контура реакторной установки бн-1200 V- объем газа, м ; m - масса газа в объеме, кг; М Iii заключение Использованная литература Книга: Первый атомный к 90-летию ОАО «Машиностроительный завод» Авторы: С.М. Гельман, А.В. Шевелев. «Издательский центр «Атомпре

Подобный материал:

• Положение о школьной конференции учебно-исследовательских работ обучающихся 1-11 классов, 140.62kb.
• Программа для молодёжи и школьников «шаг в будущее», 263.02kb.
• Приказ 28. 10. 2011 №164-7/о Об итогах XVIII научно-практической конференции «Шаг, 108.32kb.
• Конференция является подготовительным этапом республиканской конференции школьников, 102.34kb.
• Рекомендация на конференцию, 294.1kb.
• Городская научно-практическая конференция обучающихся 8-11 классов «Шаг в будущее», 301.97kb.
• Городская научно-практическая конференция молодых исследователей «шаг в будущее-2012», 231.32kb.
• Секретариат программы «Шаг в будущее» Почтовый адрес, 1818.72kb.
• Программы «Шаг в будущее Инникигэ хардыы» Начальникам муниципальных управлений образования, 359.34kb.
• Российской научно-социальной программы для молодежи и школьников «Шаг в будущее» общие, 219.31kb.

Основные требования к конструкционным материалам оболочек твэлов:

• радиационная стойкость при повышенных дозах и температурах облучения;
  
• коррозионная стойкость в теплоносителе и при взаимодействии с продук­
  тами деления ядерного топлива.
  

Основные требования к перспективным топливным таблеткам:

• пониженное химическое и термо-механическое взаимодействие с оболоч­
  ками твэлов;
  
• высокая плотность топливного материала (переход на плотное топливо).
  

Достижение поставленных целей предполагается путем реализации поэтапно­го увеличения выгорания топлива с применением новых конструкционных мате­риалов, технологий и конструктивных решений, а также путем интенсификации работ по реакторным испытаниям нитридных топливных композиций.

ОПЫТ И РЕШЕНИЯ ПО ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ



В период разработок и создания ядерного оружия и первоначальный период разработок и создания энергетических и исследовательских ядерных реакторов должного внимания выводу из эксплуатации ядерно- и радиационно-опасных объ­ектов (ЯРОО) не уделялось ни в нашей стране, ни за рубежом. Однако в настоящее время эта проблема становиться актуальной, небезопасной и достаточно затратной. Уже к 2006 г. в стране была прекращена эксплуатация 109 ЯРОО. К 2030 г. прогно­зировался вывод из эксплуатации 30 ядерных энергоблоков, 13 промышленных ре­акторов, свыше 30 исследовательских реакторов, ряда крупных предприятий ядер­ного топливного цикла и открытых бассейнов-хранилищ жидких радиоактивных отходов.

Аналогичную проблему предстоит решать и для исследовательских и энерге­тических реакторов с быстрым спектром нейтронов - первопроходцев стратегиче­ского направления ядерной энергетики.


Нормативная документация Ростехнадзора предусматривает три возможных варианта вывода ЯРОО из эксплуатации:

1) ликвидация АС (ИЯУ) с безотлагатель­ным демонтажем всего радиоактивного оборудования, удалением всех радиоактив­ных отходов (РАО) с площадки и ее освобождением от надзора регулирующих ор­ганов (состояние «зеленой лужайки»);

2) сохранение под наблюдением АС (ИЯУ) с отложенным демонтажем радиоактивного оборудования с целью частичного рас­пада радиоактивных элементов и облегчения последующего демонтажа;

3) захоро­нение АС (ИЯУ) с отложенным демонтажем на продолжительное время (или без него).

Вывод из эксплуатации АС и ИЯУ оказался достаточно длительным и дорого­стоящим. В установившемся режиме вывода из эксплуатации серийных блоков АЭС МАГАТЭ определило продолжительность их вывода из эксплуатации (ВЭ) 15 лет, а стоимость - 350 млн. долларов США (в ценах 2003 г), а исследователь­ских ядерных установок соответственно - 1 млн. долларов США/МВт и З года плюс

ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ, МОДЕРНИЗАЦИИ И ПРОДЛЕНИЯ РЕСУРСА ЭНЕРГОБЛОКА БН-600 БЕЛОЯРСКОЙ АЭС


Энергоблок № 3 Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-600 мощностью 600 МВт введён в работу в апреле 1980 г. и находится в режиме теку­щей эксплуатации. Это единственный в мире успешно работающий быстрый реак­тор промышленного уровня мощности. Основные производственные показатели энергоблока следующие:

Показатели	2010 год	За период эксплуа­тации	Лучшее значение
Установленная мощность, МВт	600	600	625,4*
Число часов работы, час	6541	206646	7449
Количество неплановых остановов (АЗ), шт	-	23	0
Выработка электроэнергии, Млн. кВт.ч	3932,6	116482,3	4401,96
КИУМ, %	74,82	73,95	83,52
Годовая коллективная доза облучения, чел*3в	0,44	20,44	0,08
Выход ИРГ, Ки/год	147,8	40369,8	60
КПД, %	43,4	40,8 (по проекту)

* максимальное достигнутое значение

Основные результаты 30-ти летней эксплуатации энергоблока № 3:

• энергоблок с 1982 г. находится в промышленной эксплуатации, имея статус
  опытно-промышленного;
  
• за период промышленной эксплуатации (1982-2010 гг.) КИУМ БН-600 со­
  ставил 74 %;
  
• внеплановые потери КИУМ не превышают в среднем 1 % в год;
  
• кампания ТВС активной зоны и максимальное выгорание топлива увеличе­
  ны в 1,55 раза, соответственно снизилось потребление ТВС;
  
• количество аварийных остановов реактора БН-600, оцененное за период
  1985 - 2010 гг., составляет 0,2 (по АЭС стран мира ~ 0,6);
  
• выход долгоживущих газоаэрозольных радионуклидов и йода-131 в окру­
  жающую среду отсутствует. Выход ИРГ составляет < 1 % от допустимой величины
  по санитарным нормам;
  
• с 1994 г. дозозатраты персонала находятся на уровне 3060 чел.сЗв., кроме
  
• 1998 г. - когда проводился ремонт ЦПК;
  
• годовые поступления ЖРО и ТРО в 2-3 раза меньше, чем на энергоблоках
  ВВЭР и РБМК;
  
• КПД блока увеличен на 2,5 процента.
  

С 2004 г. на Белоярской АЭС ведутся работы в рамках инвестиционного про­екта «Продление срока эксплуатации энергоблока № 3 Белоярской АЭС» (ПСЭ), утвержденного заместителем руководителя Государственной корпорации «Росатом» В.В. Травиным в апреле 2007 г. (Протокол № 44). Срок реализации про­екта - 2004-2012 гг. График и программа реализации проекта определены следую­щими документами: № БелАЭС ЗГр-320КО5 от 16.11.05, № БелАЭС ЗПРГ-457КО6 от26.07.06.


Направления работ по ПСЭ:

• повышение безопасности;
  
• обследования и ПСЭ элементов, не планируемых к замене;
  
• замена оборудования;
  
• лицензирование.
  

В рамках повышения безопасности выполнены следующие работы:

• создание резервного пункта управления;
  
• создание второго комплекта АЗ;
  
• создание третьего канала системы аварийного энергоснабжения;
  
• модернизация системы радиационного контроля;
  
• модернизация пожарной вентсистемы с использованием батарейного ци­
  клона;
  
• создание системы аварийного расхолаживания через воздушные теплооб­
  менники (срок завершения работ 2012 г.).
  

В рамках замены оборудования выполнены следующие работы:

• заменены все 72 модуля парогенератора;
  
• заменены (модернизированы) последние ступени ЦНД турбогенераторов;
  
• заменены ПЭН;
  
• заменено оборудование системы управления перегрузкой и отмывкой сбо­
  рок от натрия;
  

В рамках обследования и ПСЭ выполнены работы по увеличению ресурса следующего основного оборудования:

• корпуса и незаменяемых элементов реактора - в 1,5 раза (с 30 до 45 лет);
  
• ПТО - в 2,2 раза (с 20 до 45 лет);
  
• ГЦН-1 - в 2,9 раза (с 20 тыс. ч. до 57 тыс. ч.);
  
• ГЦН-2 - в 4 раза (с 50 тыс. ч. до 200 тыс. ч.);
  
• испарительный модуль ПГ - в 2,5 раза (с 50 тыс. ч. до 125 тыс. ч.).
  

По результатам выполненных в соответствии с Программой ПСЭ работ Рос-технадзором выдана лицензия на эксплуатацию энергоблока № 3 Белоярской АЭС в дополнительный период (№ ГН-03-101-2342 от 07.04.2010 г.) со сроком действия до 31.03.2020 г.).

Основные результаты работ по продлению ресурса энергоблока № 3:

1. Определена принципиальная возможность ПСЭ энергоблока № 3 Белояр­ской АЭС и реализованы мероприятия по повышению безопасности энергоблока, замене и продлению ресурса его оборудования, при этом:
   

• реализована концепция выполнения работ «на ходу» - в периоды плановых
  остановов энергоблока на ремонт без его дополнительных простоев;
  
• предусмотренные мероприятия проводились без превышения общей стои­
  мости работ, определенной в Инвестиционном проекте ПСЭ, и, соответственно, без
  увеличения срока их окупаемости.
  

2. Разработана уникальная методика оценки ресурса основных элементов РУ
   типа БН, применимая для всех аналогичных реакторов.
   
3. Получена лицензия на эксплуатацию энергоблока в дополнительный период.
   
   
   

ПРОЕКТ РЕАКТОРА БН-800


Дальнейшая работа по быстрым реакторам связана с проектированием новых энергоблоков повышенной безопасности с улучшенными экономическими показателями. Большое значение для практического комплексного освоения быстрых реакторов и топливного цикла имеет реализация проекта БН-800. Энергоблоки мощностью 800 МВт с реакторами на быстрых нейтронах, являются по существу модифицированной и улучшенной версией БН-600.

Энергоблоки с реактором на быстрых нейтронах мощностью 800 МВт будут сооружаться на БАЭС и на других АЭС, что позволит в значительной степени улучшить обеспечение энергетики ядерным топливом.

Крупномасштабный ввод быстрых реакторов позволит сократить максимальный уровень ежегодного потребления природного урана в несколько раз.

Повышение мощности блока с 600 до 800 МВт достигнуто в пределах габаритов реактора-предшественника. В качестве основы принята традиционная гомогенная зона со смешанным окисным уран-плутониевым топливом. В нашей стране это первый опыт промышленного использования смешанного окисного топлива в энергетическом реакторе.

Для изготовления топлива будет использован плутоний любого изотопного состава, выработанный в тепловых реакторах, а затем — и в быстрых реакторах.

Повышение мощности с 600 до 800 МВт потребовало увеличения объема активной зоны и числа тепловыделяющих сборок.

В машинном зале устанавливаются одна турбина мощностью 800 МВт и два главных питательных насоса с трубопроводами. В целях улучшения водного режима признано целесообразным изготовить подогреватели высокого и низкого давления из нержавеющей стали.

Предусмотрено три зоны с различным обогащением топлива. Увеличение количества органов управления до 30 позволило создать две независимые системы воздействия на реактивность и обеспечить выполнение соответствующих требований нормативной документации по безопасности.

Увеличение масштабов строительства АЭС привело к дальнейшему ужесточению требований обеспечения безопасности; оно коснулось и АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. В связи с этим потребовалось пересмотреть ряд технических решений, которые были использованы на реакторах БН-600, и принять новые.

Для своевременного обнаружения ухудшения условий теплосъема в отдельных сборках и получения информации о начальном этапе развития максимальной проектной аварии предусматриваются анализ, обработка сигналов и выдача оператору “совета” о возникновении кипения натрия по акустическим и нейтронным шумам.

Для энергоблока БН-800 предусмотрены системы аварийного расхолаживания через вспомогательные теплообменники “натрий-воздух”, подключенные к каждой петле второго контура параллельно парогенераторам. Эта система обеспечивает аварийный теплосъем при потере энергоснабжения от системы или потере питательной воды.

В проекте БН-800 предусмотрен резервный щит управления (РЩУ). Состав систем и приборов, выносимых на РЩУ, определяется задачами: остановить реактор и осуществлять контроль основных нейтронных и технологических параметров, характеризующих процесс расхолаживания, и контроль параметров, определяющих состояние помещений и систем установки с точки зрения пожарной безопасности.

Система управления быстрым вводом стержней аварийной защиты состоит из двух комплектов, каждый из которых управляет сбросом всех стержней. Независимость комплектов обеспечивается размещением их в разных помещениях, прокладкой линии связи по разным кабельным трассам и подключением к разным источникам электроснабжения. В состав комплектов по каждому параметру входят три независимых канала формирования сигналов отключения параметров.

ОСНОВНЫЕ ПАРАМЕТРЫ ЭНЕРГОБЛОКА БН-800
Тепловая мощность, МВт	2100
Электрическая мощность, МВт	800
Температура натрия, °С: первого контура второго контура	547/354 505/310
Расход теплоносителя по первому и второму контурам, т/ч	3000

РАЗРЕЗ РЕАКТОРА БН–800



1 – ГЛАВНЫЙ ЦИРКУЛЯЦИОННЫЙ НАСОС;
2 – БОЛЬШАЯ ПОВОРОТНАЯ ПРОБКА;
3 – МЕХАНИЗМ ПЕРЕГРУЗКИ;
4 – МАЛАЯ ПОВОРОТНАЯ ПРОБКА;
5 – ЦЕНТРАЛЬНАЯ ПОВОРОТНАЯ КОЛОННА С МЕХАНИЗМАМИ СУЗ;
6 – ВЕРХНЯЯ НЕПОДВИЖНАЯ ЗАЩИТА;
7 – КОРПУС РЕАКТОРА;
8 – СТРАХОВОЧНЫЙ КОРПУС;
9 – ТЕПЛООБМЕННИК;
10 – АКТИВНАЯ ЗОНА;
11 – НАПОРНАЯ КАМЕРА

РАСЧЁТНЫЙ АНАЛИЗ ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА РЕАКТОРА ТИПА БН-1200 С НАЧАЛЬНОЙ ЗАГРУЗКОЙ УРАНОВЫМ ТОПЛИВОМ И ПОСЛЕДУЮЩИМ ПЕРЕХОДОМ В БРИДЕРНЫЙ РЕЖИМ


Запуск быстрых реакторов потребует определённого количества плутония для стартовых загрузок и наполнения внешнего топливного цикла. Плутоний является искусственным элементом, его в природе нет, но его можно получить с помощью специальных реакторов-конверторов. Эту роль в настоящее время могут выполнить реакторы ВВЭР-1000, в отработавшем топливе которых содержится плутоний. В принципе, эту функцию можно передать самим быстрым реакторам, работающим в замкнутом топливном цикле (ЗТЦ). В этом варианте быстрые реакторы могут на­чать свою работу со стартовой урановой загрузки с последующим переходом в бридерный режим за счёт наработки плутония при рециркуляции облучённого топ­лива в ЗТЦ.

Представлены различные способы перехода от начальной урановой загрузки к полной загрузки МОХ-топливом и необходимые для этого затраты урана. Показа­но, что за счёт накопления собственного плутония после двух с половиной кампа­ний возможен полный переход на загрузку МОХ-топливом.

Задача определения характеристик реактора в переходном режиме, работаю­щего в замкнутом топливном цикле (ЗТЦ), является достаточно сложной, требую­щей большого объёма вычислений. Под переходным режимом понимается эволю­ция активной зоны от стартовой загрузки до установившегося режима перегрузок. Расчётный анализ характеристик такого режима от стартовой активной зоны на обогащённом уране до активной зоны на собственном плутонии проводился в два этапа.

На первом этапе вычислений ограничились упрощенным рассмотрением ЗТЦ с проведением анализа по кампаниям без учета частичных перегрузок. Особен­ность принятой модели реактора заключалась в том, что критическое состояние ра­ботающего реактора, в котором происходит выгорание топлива, может быть обес­печено только в одной точке по времени, т.к. не допускается подпитка реактора в процессе кампании свежим топливом и перемещение компенсаторов выгорания. Такая модель потребовала внимательной интерпретации результатов расчета и проведения дополнительных расчетных исследований. Кэфф стартовой загрузки оп­ределялся исходя из критического состояния рассматриваемой модели в конце 3-й микрокампании, подразумевая установившийся режим перегрузок. При формиро­вании начальной загрузки каждой следующей кампании использовалось выгорев­шее урановое топливо, наработанный плутоний в активной зоне, нижней и боковой зонах воспроизводства с добавлением обогащенного урана до критического со­стояния. Было рассмотрено три варианта такого цикла: с «нулевой» задержкой от­работавшего топлива во внешнем топливном цикле, с 5-летней задержкой и с 3-х летней задержкой, характеристики которого находились путем интерполяции по двум крайним величинам задержки.



Принципиальная схема СГКД БН - 1200

Принцип работы «комбинированной» СГКД следующий:

- в режимах пуска рост давления в ГПР осуществляется в результате увели­чения объема теплоносителя (температурное расширение) и, соответственно, роста температуры аргона. В случае превышения давления в ГПР выше установленного предела, производиться откачка газа из ГПР в ресиверы выдержки аргона. В этом случае давление газа в ГПР поддерживается постоянным на максимальном задан­ном уровне.

В случае снижения мощности РУ и понижения уровня натрия, в первоначаль­ный момент времени из ресивера раздачи выдержанного аргона в БК поступает некоторое количество газа. В это время давление в ГПР поддерживается на макси­мальном уровне. После понижения уровня натрия ниже определенной отметки, по­дача газа в БК прекращается и к режиму остановленного реактора давление аргона в ГПР опускается до минимального заданного значения.

Методика расчета системы газовой компенсации давления основана на реше­нии уравнения Клапейрона - Менделеева:

P *V =m /M *R*T (1)

где Р - давление газа, Па;

V- объем газа, м ;

m - масса газа в объеме, кг;

М- молярная масса газа, моль;

Т- температура газа, К;

К - универсальная газовая постоянная, Дж/моль-°С.

В случае рассмотрения СГКД, как системы, состоящей из двух объемов, а именно ГПР и БК, то при постоянной массе газа, масса аргона в ГПР вычисляется по формуле:


mгрп(t) = mсум * [(Tбк * Vгрп(t) /Vбк) / (Tгпр(t) + Tбк * Vгрп(t) /Vбк)] (2)


где mгрп (t) - масса аргона в ГПР в любой момент времени, кг;

mсум - суммарная масса газа в СГКД, кг;

Tбк - температура аргона в баке - компенсаторе, К;

Vбк - объем бака - компенсатора, м3;

Tгпр(t) - температура аргона в ГПР, К;

Vгрп(t) - объем газовой полости реактора, м3;

При превышении давления аргона в ГПР выше установленного предела необ­ходимо уменьшать массу газа в СГКД. Масса газа, которая необходима чтобы дав­ление в ГПР не превышало установленного предела, рассчитывается по уравнению:


mгрп_уст = (Руст * Vгрп(t) * M) / (R * Tгрп(t)) (3)

где mгрп_уст - масса газа в ГПР при установленном давлении, кг;

Руст – установленное давление в ГПР, МПа;

Подставляя полученною массу в уравнение (2) получим тсум_уст - общую массу газа в СГКД (ГПР и БК) при установленном давлении.

Масса газа, которую необходимо откачать из ГПР в случае превышения дав­ления в ГПР выше установленного предела, рассчитывается по уравнению:

Дm = mсум - тсум_уст (4)

Выполненное расчетное обоснование позволило определить:

- уровень теплоносителя в реакторе и мощность РУ, при превышении которых необходимо осуществлять сброс или подпитку реактора газом;

- массу газа, которую необходимо откачать или подать в реактор.
Расчетное обоснование подтвердило приемлемость параметров системы.


Блок 3. Игра «Война и мир»


Правила игры


В игре принимают участие от двух до четырёх команд по пять игроков. Состязание состоит из трех туров по двадцать пять вопросов, которые объединены в пять категорий. В каждом туре и категории вопросы имеют разную стоимость (возрастание цены идет от первого тура к третьему и от первого вопроса к пятому). На игровом поле представлены категории и очки. Капитаны команд должны по очереди выбирать вопрос по категории и цене. Заработанные очки каждой команды подсчитывает счетная комиссия. В случае, если капитан команды выбрал вопрос и команда на него не ответила, очки у неё будут вычитаться. В финальном туре командам предлагается девять тем. Те из них, которые не понравятся участникам команд , капитаны будут в праве убрать в порядке очередности. Оставшаяся тема разыгрывается в финале. Команды делают ставки из расчета суммы накопленных ими очков до того, как они узнают содержание вопроса. За неверно данный ответ на вопрос финального тура от суммы баллов команды отнимается значение ставки.

Побеждает та команда, на счету которой останется большее количество очков. Примерная продолжительность мероприятия составляет один час.


III ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В целом можно сделать вывод о том, что цели проекта достигнуты: было проведено научное исследование, с помощью которого была собрана информация о реакторах на быстрых нейтронах, была организована школьная конференция «Атомная энергетика: история, функционирования, наука, инновации»., успешно прошла игра «Война и мир», большее число подростков заинтересовалось изучением атомной физики, возможно, некоторые задумались о том, чтобы связать свою судьбу с деятельностью в этой сфере.

Атомная энергетика - один из наиболее перспективных путей утоления энергетического голода человечества в условиях энергетических проблем, связанных с использованием ископаемого горючего топлива. Термоядерные электростанции в будущем навсегда избавят человечество от заботы об источниках энергии. Тепловые электростанции оказывают неустранимое опасное воздействие на окружающую среду, выбрасывая углекислый газ. В то же время атомные электростанции при должном уровне контроля полностью безопасны. За новыми разработками в сфере атомной энергетики такими, как, например, реакторы на быстрых нейтронах, будущее мировой системы энергоснабжения.

Использованная литература

Физика: учебник для 11 класса общеобразовательных учреждений/ Г.Я. Мякишев; Б.Б. Буховцев – 14-е издание – м.: Просвещение, 2005 год.

Книга: Первый атомный к 90-летию ОАО «Машиностроительный завод» Авторы: С.М. Гельман, А.В. Шевелев. «Издательский центр «Атомпресса» 2008 год.

Книга: Фронт начинался в цехах Авторы: С.И. Золотуха, Н.С. Козлов. «Издательский центр «Атомпресса» 2008 год.

Книга: Город мастеров. Электросталь, 1916-1998/Д.И. Войниченко, М.В. Немышева, А.Г. Фролова, А.Б. Шаханов. – Электросталь, 1998.-424 с.:ил.+цв. вкл.

Алгебра и начала анализа: учеб. Для 10-11 кл. общеобразоват. Учреждений / [А.Н. Колмогоров, А.М. Абрамов, Ю.П. Дудницын и др.]; под ред. А.Н. Колмогорова. – 16-е изд. – М.: Просвящение, 2007.-384с.: ил. – ISBN 978-5-09-017286-8.

Геометрия. 10-11 классы: учеб. Для общеобразоват. Учреждений : базовый и профил. Уровни/ А.В Погорелов. – 9-е изд. – М.: Просвящение, 2009.-175 с.: ил. ISBN 978-5-09-0218150-4.