Реактор на быстрых нейтронах

Научно-исследовательский институт атомных реакторов («ГНЦ НИИАР») является крупнейшим в России научно-исследовательским институтом, одним из градообразующих предприятий города Димитровграда.Начало строительства реактора относят к 1965 году, физический пуск произошел уже в 1968. Энергетический пуск состоялся в 1969 год, в 1970 году произошел пуск реакторной установки в режиме АЭС.Реактор БОР-60 — это реактор на быстрых нейтронах с охлаждением натрием работает в качестве маломощно АЭС. Топливом обычно является оксид урана UO2 или смесь оксидов урана и плутонияUO2 , PuO2.На рисунке 4 представлена схема реактора.Рисунок — Схема реактора БОР-601– входной патрубок; 2 – тепловая и нейтронная защита корпуса реактора; 3 – активная зона; 4 - выходной патрубок; 5 – корпус; 6 – управляющий стержень; 7 – перегрузочный канал; 8, 9 – большая и малая защитные поворотные пробки.Реакция деления происходит в активной зоне реактора. Для того, чтобы иметь возможность контролировать ход цепной реакции используется управляющий стержень.Характеристики реактора представлены в таблице 1Таблица — Основные характеристики ректора БОР-60ХарактеристикаВеличинаМощность реактора тепловая, МВтДо 60Мощность электрическая, МВт12Мощность теплоснабжения, Гкал/ ч25Максимальная плотность нейтронного потока, см-2с-13,71015Расход натрия через реактор, м3/чДо 1100Скорость натрия в активной зоне, м/сДо 8Теплоемкость теплоносителя на входе в реактор, ºСДо 360Теплоемкость теплоносителя на выходе из реактора, ºС515На ректоре проводят исследования следующих направлений:проведение экспериментальных исследований по изучению и изменению свойств материалов для топливных, поглощающих и конструкционных материалов разных типов реакторов;изучение и анализ различных видов ядерного топлива при нормальных условиях (нормальной эксплуатации), переходных режимов и в случае аварийной ситуации;исследование возможностей замкнутого ядерного топливного цикла;создание радиоактивных препаратов с заданной удельной активноcтью;испытание крупномасштабных моделей оборудования АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.ЗаключениеВ данной работе мы решили следующие задачи:Описание механизма цепной ядерной реакции на основе капельной модели ядраОписание принципа действия реактора на медленных нейтронахОписание принципа действия реактора на быстрых нейтронахОписание возможностей, устройства и сферы применения функционирующего на данный момент реактора на быстрых нейтронахВыявление достоинств и недостатков использования каждого из видов реакторов.Реакторы на быстрых нейтронах имеют решающее значение для будущего энергетики, так как позволяют реализовывать замкнутый топливный цикл.Основным достоинством реактора на медленных нейтронах является использование урана с меньшей степенью обогащения по урану-235, до 5%. В реакторах на быстрых нейтронах обогащение производится до 20-30%, что обходится дороже.Кроме того, большинство реакторов используемых в АЭС являются реакторами на тепловых нейтронах, так как строительство и обслуживание реакторов на быстрых нейтронах на данный момент обходится дороже, чем для классических реакторов. На данный момент дешевле добывать уран и затем его обогащать. Но в течение ближайших 40-50 лет уран станет добывать тяжелее, и его стоимость возрастет, тогда преимущество получат именно реакторы на быстрых нейтронах.Главным преимуществом реактора на быстрых нейтронах является его способность производить большее количество топлива, чем в него было заложено изначально. Кроме того, плутоний, получаемый в процессе реакции деления урана, может быть использован как топливо для него самого, так и для реакторов на быстрых нейтронах. Реактор на быстрых нейтронах является и более экологичным, так как может работать на топливе, использующем продукты отработки топлива медленных реакторов, то есть .В случае, если топливо не перерабатывается, оно может быть лишь захоронено, что дорого и наносит вред окружающей среде.Список литературы и источниковМякишев Г.Я., Буховцев Б.Б., Чаругин В.М. Физика. 11 класс.  Учебник для общеобразовательных учреждений / М.:Просвещение, 2014. - 400с.Акатов А. А., Коряковский Ю. С. Будущее ядерной энергетики. Реакторы на быстрых нейтронах./М.: Информационные центры по атомной энергии, 2012. — 36 с.Государственный научный центр – Научно-исследовательскийинститут атомных реакторов[Электронный ресурс]. URL:http://www.niiar.ru (Дата обращения 02.12.2017)