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-60Характеристика.
ВеличинаМощность реактора тепловая, МВтДо 60Мощность электрическая, МВт12Мощность теплоснабжения, Гкал/ ч25Максимальная плотность нейтронного потока, см-2с-13,71 015.
Расход натрия через реактор, м3/чДо 1100.
Скорость 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.
Заключение
.
В данной работе мы решили следующие задачи:
Описание механизма цепной ядерной реакции на основе капельной модели ядра.
Описание принципа действия реактора на медленных нейтронах.
Описание принципа действия реактора на быстрых нейтронах.
Описание возможностей, устройства и сферы применения функционирующего на данный момент реактора на быстрых нейтронах.
Выявление 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 источников
Мякишев 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).
