Top-manager Tatiana

Address to the top-manager about accommodation of advertisement. CLICK HERE

ГОСТЕВАЯ КНИГА ЗДЕСЬ

Для студентов, аспирантов и молодых ученых

Доклад на сессии МАГАТЭ

доктора технических наук В. В. Алексеева

"Итоги развития технологии натрия как теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах (БН)"

Скачать архив (460 Кб)  здесь

МЕЖДУНАРОДНЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЙ РЕАКТОР (ITER)

Резюме

Этот эксперимент предназначен, чтобы демонстрировать научную и технологическую применимость термоядерной энергии для мирных целей. Цель проекта - следуя за мировым научным опытом в этой области, построить первую производящую электричество электростанцию, основанную на магнитном удержании высоко температурной плазмы - другими словами, захватывать и использовать мощь солнца на земле. Проект будет построен в Кадараш, на Юге Франции.

Проект проверит все главные новые особенности, необходимые для устройства. Эксплуатационные режимы реактора близки к тем, которые будут испытаны в промышленном реакторе, и покажут, как они могут быть оптимизированы, и как аппаратные средства ЭВМ могут увеличить эффективность управления.

Проект начался в 1985 как сотрудничество между тогдашним Советским Союзом, США, Европой (через ЕВРОАТОМ) и Японией. Концептуальные и технические стадии проекта привели к приемлемому детальному проекту в 2001, участники проекта затратили 650 миллионов долларов на исследования и разработки в своих странах. Российская Федерация и США вели переговоры об этом проекте в 1999 и 2003 годах. К переговорам относительно будущего строительства присоединились Канада, Китайская народная республика и Республика Корея в 2003 году. Индия присоединилась в конце 2005. Семь стран намерены потратить 10 миллиардов долларов на этот проект. Генеральным директором проекта назначен Канам Икеда в конце 2005, его представитель Норберт Холткамп - в апреле 2006. Было согласовывалось, как затраты и приобретения будут разделены.

Проект  теперь в стадии подписания объединенного соглашения о деталях выполнения. Строительство и работа экспериментального реактора - существенный шаг к решению, может ли магнитное поле удерживать плазму и использоваться человечеством для выработки электричества во второй половине этого столетия.

Рис. 1. Международный термоядерный экспериментальный реактор ITER.

Что такое ITER?

Цель проекта продемонстрировать научно-техническую выполнимость термоядерного синтеза. Партнеры в проекте - члены Европейского Союза (представленные ЕВРОАТОМОМ), Япония, Народная республика Китай, Индия, Республика Корея, Российская Федерация и США. Реактор будет построен в Европе, в Кадараче на Юге Франции.

Зачем нужно ITER соглашение?

До сих пор международное сотрудничество велось под эгидой МАГАТЭ - МЕЖДУНАРОДНОГО АГЕНТСТВА ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ. Проект не имел никаких юридических полномочий, но координировал штат проекта и бюджеты сторон. Подписание Соглашения создаст международную организацию, которая возьмет на себя ответственность за безопасную реализацию проекта. Ожидается, что Соглашение вступит в силу в 2007 году.

Кто эти семь сторон в проекте ITER?

Семь стран сотрудничают в этом проекте. Европейский Союз (представленный ЕВРОАТОМОМ, который включает также Швейцарию, Румынию и Венгрию), Народная Республика Китай, Индия, Япония, Российская Федерация, Республика Корея и Соединенные Штаты Америки. Переговоры имели место под эгидой Международного Агентства по атомной энергии (МАГАТЭ).

Почему так важно выполнять этот проект всеми семью международными сторонами?

Продвинутые в области термоядерного синтеза страны выполняют работу вместе, чтобы сотрудничать в развитии новой технологии. Проект требует лучшей технологической и научной экспертизы, которая может лучше всего использоваться,  объединяя ресурсы глобально. Работая вместе, эти семь сторон ищут глобальный ответ на глобальный вопрос – поиск новых стратегических источников энергии. Гарантируя лучшее возможное решение, вероятно, жизнеспособный источник энергии появится в конце проекта.

Другие страны будут участвовать?

С самого начала проект развивался под эгидой Международного комитета по атомной энергии при Организации объединенных наций. Соглашение ITER будет открыто для сотрудничества с другими странами, которые продемонстрируют способность в определенных технологиях и знаниях и готовы внести вклад в проект.

Сколько будет стоить проект?

Затраты на строительство оценены в 4,57 миллиардов евро (по ценам 2000 года) и будут потрачены приблизительно за десять лет. Эксплуатационные расходы по ожидаемому эксплуатационному сроку службы (продолжительности жизни) равному приблизительно двадцати годам имеют подобный порядок.

Как проект будет финансироваться?

Затраты на проект оцениваются в 10 млрд. евро. На само строительство потребуется 4,6 млрд., а обеспечение его эксплуатации в течение 20 лет обойдется в 4,8 млрд. евро. 50% расходов возьмет на себя европейский Союз, по 10% - Китай, Россия, США, Южная Корея и Япония, Индия вложит 500 млн. евро.

Где реактор будет построен?

Процесс отбора места для реактора был долгим, и был, наконец, успешно завершен в 2005. Канада предлагала участок в Кларингтоне в Мае 2001. Япония предложила участок Роккашо-Мура, Испания предложила участок около Барселоны, Франция предложила участок Кадараш на Юге Франции.

28 июня 2005 было официально объявлено, что реактор будет построен в Европейском Союзе, на  участке Кадараш.

Участок строительства в Кадараш охватывает полную поверхностную область приблизительно 40 гектаров с другими 30 гектарами, которые будут использоваться временно в течение строительства.

Кадараш - превосходный участок для реактора по различным причинам:

• участок удовлетворяет всем техническим требованиям, указанным международной командой.

• Кадараш - один из самых больших гражданских ядерных центров исследования в Европе. Он имеет существующие технические средства обслуживания и поддержки.

• Франция имеет необходимые лицензии для строительства подобных объектов.

Какова история проекта?

Идея международного строительства реактора была высказана впервые на высшем уровне на встрече глав супердержав в Женеве в ноябре 1985 года, где Премьер-министр Горбачев, после обсуждения с Президентом Франции Миттераном предложил Президенту США Рейгану строительство реактора.

В 1988 концептуальная работа над проектом была начата. 21-ого июля 2001, технические детали проекта были успешно закончены.

Переговоры относительно объединенного выполнения начались между Канадой, Европой, Японией и Российской Федерацией, были продолжены с Народной Республикой Китай, Соединенными Штатами Америки и Республикой Корея в течение 2003.

Какова текущая ситуация?

Высшая команда управления была названа. Генеральным директором проекта будет Канам Икеда, прежде Посол Японии в Хорватии. Генеральным конструктором на этапе строительства назначен немец Норберт Холткамп, прежний директор Центра ускорителей в Окридже, США.

Что получится в результате?

Начать строительство реактора планируется в 2007 году, а завершить – к 2020 г. Расчетная термоядерная мощность должна составить 500 Мвт.

Если эксперимент будет успешным, человечество получит практически неиссякаемый и безопасный источник энергии, который в будущем заменит тепловые и атомные электростанции. Перспективное направление энергетики позволит решить самую острую социально-экономическую проблему человечества. Идея международного проекта принадлежит России. Ее инициатор – академик Евгений Велихов, директор Курчатовского института, где с 1968 г. разрабатывался первый в мире проект термоядерного синтеза «Токамак».

Что такое термоядерный синтез?

Термоядерный синтез - источник энергии солнца и звезд. Когда ядра легких атомов попадают в очень высокую температуру, они соединяются, и это производит огромное количество энергии. В ядре солнца или звезды, огромное гравитационное давление позволяет этому случаться при температуре 10 миллионов градусов Цельсия. В условиях Земли нет такого огромного давления, поэтому для термоядерного синтеза требуется большая температура - более 100 миллионов градусов Цельсия. Для достижения этих температур требуется мощное нагревание и хранение горячих топливных частиц далеко от стен контейнера, чтобы минимизировать тепловые потери. Это достигается при создании магнитной “клетки”, сделанной сильными магнитными полями, которые удерживают частицы.

Каковы преимущества нового источника энергии?

Ключевые преимущества:

• Крупномасштабный источник энергии с избыточным и доступным всюду топливом.

• Очень низкое глобальное воздействие на окружающую среду – Нет эмиссии СО2.

• "Повседневное действие" электростанции не требует транспортировки радиоактивных материалов.

• Электростанция безопасна, без возможности “расплавления” или “неуправляемой реакции”.

• нет радиоактивных отходов, что создает проблему для будущих поколений.

Безопасен ли термоядерный реактор?

В реакторе происходит сгорание топлива, что очень напоминает работу газовой плиты. Количество топлива в каждый момент очень мало - (1g в объеме 1000 м3) и если топливная поставка прервана, реакция продолжается в течение нескольких секунд. Любой сбой устройства заставил бы реактор охлаждаться, и реакция остановится. Топливо - дейтерий и литий, в результате реакции выделяется гелий – все вещества не радиоактивны.

Промежуточный продукт горения тритий является радиоактивным и распадается относительно быстро, производя электроны с очень низкой энергией (бета-радиация). В воздухе эти электроны могут путешествовать несколько миллиметров и не могут даже проникать через бумагу. Однако, тритий вреден, если попадет внутрь организма. Поэтому предусмотрены специальные средства для безопасного хранения и обработки трития. Поскольку тритий находится только в камере сгорания реактора, то нет никаких проблем относительно транспортировки радиоактивных материалов, кроме как при запуске и останове реактора.

Реактор сконструирован так, что любой инцидент не будет требовать эвакуации местного населения.

Каково воздействие реактора на окружающую среду?

Топливное потребление термоядерной электростанции будет чрезвычайно низко. Для производства 1 Гвт энергии требуется приблизительно 100 кг дейтерия и 3 тонны природного лития, чтобы использовать в течение целого года, производя приблизительно 7 миллиардов  Квт час, без выбросов углекислого газа и других загрязнений. Получение такого же количества электроэнергии на тепловой электростанции требует приблизительно 1,5 миллиона тонн топлива и производит приблизительно 4-5 миллионов тонн CO2.

Нейтроны, произведенные термоядерной реакцией, создают радиоактивность в материалах, окружающих стены контейнера и т.д. Правильный подбор материалов для этих компонентов в будущих электростанциях позволит им надежно работать без специального контроля и быть переплавленными для дальнейшего использования после 100-летней выдержки. Материалы и отходы термоядерной электростанции не будут бременем для будущих поколений.

МОЖНО ЛИ СТРОИТЬ ITER?

ITER - сложная система. Какова опасность ITER? Все аргументы проектировщиков ITER основаны на знаниях, образующих парадигму европейской культуры. Эта парадигма дает научное обоснование всей деятельности современных ученых и инженеров, принадлежащих именно к европейской культуре.

Принимаясь за такой сложный проект как ITER, нельзя забывать, что в современном мире имеют место и другие научные или псевдонаучные, как иногда их называют, парадигмы, которые акцентируют свое внимание на других  явлениях, например, получивших название "экстремальная магия". В качестве примера назову такие явления как левитация - полет человека - или проход Дэвида Копперфилда сквозь Великую китайскую стену.

Разработчики ITER вряд ли могут объяснить эти явления, названные экстремальной магией, с позиций современной научной (европейской) парадигмы. Значит, в европейской научной парадигме есть существенные белые пятна. Так можно ли браться за такие сложные и, кстати, дорогие проекты как ITER?

На протяжении всей истории человечества с подобной проблемой сталкивались лучшие умы от науки и лучшие умы от инквизиции. Первые старались построить всеобъемлющую парадигму, вторые - уничтожить еретиков. Есть и третья группа ученых. Это ярые защитники своего цехового клана. Они прилагают все силы и умение для приумножения авторитета (в том числе и в денежном эквиваленте) своего цехового сообщества. Они обеспечивают своему клану достаточно спокойную и стабильную жизнь. Но... - как говорится - пока гром не грянет!!!

В связи с вышеизложенным хочу задать вопрос г-ну Генеральному директору проекта ITER: "Уважаемый г-н Икеда, можете ли Вы объяснить явления, называемые экстремальной магией? Если нет, то Ваше незнание не является ли препятствием в реализации программы ITER?

С уважением, сотрудник Новой Эры Игнатий Лойола

Русский термоядерный комплекс "ТСП"

Термоядерный комплекс "ТСП" является научно-исследовательской и экспериментальной базой отделения физики токонесущей плазмы (далее ОФТП) Государственного научного центра Российской федерации Троицкого института инновационных и термоядерных исследований (далее ГНЦ РФ ТРИНИТИ) и предназначен для работы с термоядерными установками предреакторного масштаба и сверхмощными источниками мягкого рентгеновского излучения, а также для испытаний уникальных энергетических и электротехнических систем и аппаратуры, экспериментального моделирования мощных энергосистем.

Экспериментальная база уникальна и по своим энергетическим, экспериментальным и испытательным возможностям не имеет аналогов в России и в мире. Общая площадь зданий и сооружений экспериментальной базы ОФТП составляет 73480 м2. В главном экспериментальном корпусе имеется экспериментальный зал площадью 2000 м2 с биологической защитой, позволяющей работать в условиях мощных ионизирующих излучений с использованием водорода, дейтерия и трития, тритиевой лабораторией для подачи в токамак тритиевого топлива требуемой чистоты , системой утилизации и спец. вентиляции.

Основой базы являются две термоядерные установки (Токамак с сильным полем "ТСП" и "Токамак Т-11М"), стендовый комплекс и энергокомплекс.

На экпериментальной базе получен опыт проведения экспериментов на одном из крупнейших в мире токамаке с сильным магнитным полем и его эксплуатации, результаты которых используются при создании крупных экспериментальных установок типа токамак, в том числе и за рубежом, получены заметные экспериментальные результаты, в том числе проведены эксперименты с капиллярно-пористыми литиевыми структурами, важные в качестве нового направления в защите первой стенки и дивертора термоядерных реакторов.

Диагностическая аппаратура и методики, разработанные и протестированные на стендах ОФТР, активно используются в мировой системе экспериментов на крупнейших термоядерных установках мира JET (Англия), DIII-D (США), JT-60 (Япония), FTU (Италия), TOR-SUPRA (Франция).

Рис. 2. Термоядерная установка "ТСП"(Токамак с сильным полем)

Термоядерная установка "Токамак с сильным полем" ("ТСП") - одна из крупных установок такого типа в мире, предназначенная для исследований физических процессов в обоснование опытного термоядерного реактора - исследования поведения плазмы в режимах, близких к зажиганию, исследования и отработка различных методов дополнительного нагрева плазмы, освоение тритиевой технологии.

Проектные параметры:
    - магнитное поле - 13Тл,
    - ток в плазме - 1,2 МА,
    - средняя температура плазмы - 7 кэВ,
    - плотность плазмы - 8 х 1014 см-3.

Рис. 3. Установка "Токамак Т-11М"

Установка "Токамак Т-11М" - один из реально действующих в настоящее время Российских токамаков, предназначенный для проведения экспериментов в поддержку Программ Российской Федерации по УТС и проекта ИТЭР.

Установка не требует больших материальных затрат по сравнению с крупными термоядерными установками.
На установке ведётся исследование ионно-циклотронного нагрева плазмы, изучение динамики срыва разряда, отработка новых диагностик плазмы, исследование материалов первой стенки.

Параметры установки:
    - ток в плазме- 0,1 МА,
    - температура плазмы - 400-600 эВ,
    - плотность плазмы - 7 х 1013 см-3.

Ближайшими аналогами могут служить крупнейшие в мире действующие токамаки:

Объединенный Европейский токамак JET (Англия) и токамак JT-60U (Япония).

 Экспериментальный комплекс "Ангара-5-1"

Экспериментальный комплекс "Ангара-5-1" создан в ОФТП ГНЦ РФ ТРИНИТИ в 1984 г.
С момента создания и по настоящее время "Ангара-5-1" является крупнейшей на континенте установкой для исследований по физике быстрых самосжатых разрядов сверхтераваттной мощности, динамике излучающей плазмы многозарядных ионов, проблеме инерциального управляемого синтеза.

Комплекс является энергетической базой для проведения фундаментальных исследований по уравнениям состояния вещества с высокой плотностью энергосодержания, ударным волнам, рентгеновской спектроскопии.
На комплексе проводятся исследования по электрофизике генераторов сверхмощных электрических импульсов, разрабатываются физические схемы мощных импульсных источников рентгеновского и нейтронного излучения.

Энергетику комплекса обеспечивает генератор импульсной электрической мощности, который состоит из 8 модульных генераторов, включаемых параллельно с помощью системы высоковольтной синхронизации.
Реакторная камера установки позволяет осуществлять эксперименты с физическими нагрузками в широком диапазоне начальных параметров.

В 2000 г. на комплексе впервые предложена и исследована двойная лайнерная схема, которая под наименованием "динамический хольраум" получила теперь мировое признание как драйвер для инициирования термоядерного микровзрыва импульсом мягкого рентгеновского излучения.

В опытах с дейтериевым Z-пинчом на установке получен мировой рекорд нейтронного выхода для пинчей.
За создание установки "Ангара-5-1", проведение на ней комплекса исследований по физике излучающей плазмы многозарядных ионов коллективу авторов присуждена Государственная премия Российской Федерации по науке и технике за 1997 г.

Рис. 4. Главный зал установки "Ангара-5-1"

Параметры генератора установки "Ангара-5-1"

- максимальное напряжение на согласованной нагрузке 1,5 МВ;

- форма импульса напряжения - полусинусоида с полупериодом ~150 нс;

- волновое сопротивление генератора 0,25 Ом;

- максимальный ток в согласованной нагрузке до 6 МА;

- мощность, диссипируемая в физической нагрузке, до 5 ТВт;

- среднеквадратичный разброс времени срабатывания модулей ~10 нс.

 По поводу размещения рекламы обращаться к топ-менеджеру. CLICK HERE

Для студентов, аспирантов и молодых ученых

Доклад на сессии МАГАТЭ

доктора технических наук В. В. Алексеева

"Итоги развития технологии натрия как теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах (БН)"

Скачать архив (460 Кб)  здесь

     Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт (ГНЦ РФ-ФЭИ) имени А.И. Лейпунского – многопрофильная научная организация, ведущая комплексные исследования физико-технических проблем атомной науки и техники. ГНЦ РФ ФЭИ основан 31 мая 1946 г. Он стал первым в стране институтом, созданным для разработки атомных реакторов.

27 июня 1954 г. в институте состоялся пуск Первой в мире атомной электростанции, созданной в кооперации с ведущими НИИ, КБ и предприятиями Минсредмаша.

За полувековой период под научным руководством и при участии ГНЦ РФ – ФЭИ разработано более 120 проектов различных реакторных установок для гражданских и военных применений, в числе которых:

• первые два блока Белоярской АЭС, транспортабельная АЭС ТЭС-3 в Обнинске, Билибинская АТЭЦ на Чукотке - с реакторами на тепловых нейтронах;
• исследовательские реакторы на быстрых нейтронах БР-10 в Обнинске и БОР-60 в Дмитровграде, первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 в Казахстане, быстрый реактор БН-600 Белоярской АЭС, импульсные быстрые реакторы типа ИБР в Дубне;
• реакторные установки для серии атомных подводных лодок, охлаждаемые жидкометаллическим сплавом свинец-висмут;

• космические ЯЭУ “БУК” и “ТОПАЗ” с термоэлектрическим и термоэмиссионным преобразованием энергии.

Высокий научный потенциал ученых и специалистов, научные школы и уникальная экспериментальная база института обеспечивают проведение проблемно-ориентированных фундаментальных исследований и поддержание базы знаний в областях:

• ядерной и реакторной физики, физики радиационной защиты;
• физики плазмы и лазерной физики;
• теплофизики, гидро-, газо-, плазмодинамики и технологии теплоносителей;
• физики радиационных повреждений и радиационного материаловедения.

Результаты фундаментальных исследований служат основой для НИОКР по проектам ядерной энергетики.

Создание реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем является приоритетным направлением в инновационной деятельности института. Быстрые реакторы, соответствующие самым жестким современным требованиям безопасности, экологической приемлемости, конкурентоспособности, составят основу крупномасштабной ядерной энергетики нового столетия.

Государственной энергетической программой предусмотрено сооружение в России до 2010 г. быстрого реактора БН-800 с натриевым теплоносителем.

Перспективные разработки включают НИОКР по быстрому энергетическому реактору модульного типа СВБР-75/100 с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем свинец - висмут, по космическим ЯЭУ с ресурсом более 15 лет для беспилотных систем высокоорбитального базирования с различными высокотемпературными жидкометаллическими теплоносителями Na-K, Li, Na-K-Cs.

Под научным руководством ГНЦ РФ-ФЭИ подготовлены новые проекты АЭС малой мощности "РУТА" и "ВОЛНОЛОМ" для выработки электрической и тепловой энергии в удаленных районах.

На базе ГНЦ РФ-ФЭИ функционируют международный центр ядерных данных; Российский учебно-методический центр по учету и контролю ядерных материалов; отраслевые центры - теплофизических данных, стандартных и справочных данных в области радиационной защиты и безопасности, центр интегральных экспериментов и реакторных констант.

По основным направлениям научно-технической деятельности в ГНЦ РФ-ФЭИ созданы научные, технологические и инженерные школы, признанные в России и за рубежом.

Институт осуществляет широкое научно - техническое сотрудничество с ведущими научными организациями России, СНГ, многих стран мира.

Среди важнейших международных проектов института - сотрудничество с Францией по быстрым реакторам, совместные с США, Францией, Германией и Японией исследования по утилизации экс-оружейных материалов в реакторе БН-600; совместная разработка проекта китайского быстрого реактора СЕFR, корейского быстрого реактора KALIMER и др.

Рыночная экономика обусловила развитие коммерческой деятельности в области высоких технологий.

В ГНЦ РФ-ФЭИ производятся

• реакторные изотопы медицинского и технического назначения;
• полимерные трековые мембраны;
• аэрозольные фильтры для очистки воздуха от твердых токсичных и радиоактивных примесей.

По заказам изготавливаются

• системы контроля течей теплоносителя первого контура реакторов типа ВВЭР;
• тепловые трубы для атомной энергетики, космических исследований, металлургии, стекольной промышленности, сельского хозяйства;
• автономные источники тока и тепла, используемые в качестве станций катодной защиты для магистральных газопроводов;
• микротермопары для измерения температур различных сред в диапазоне от -200 до 2500°С.

Готовятся к выпуску

• мембраны трековые аналитические для микробиологического контроля воды;
• бытовые безнапорные водяные фильтры.

Инновационные проекты: Реакторы для ЯЭУ

Быстрый реактор БН-800 в замкнутом топливном цикле     (Увеличить…)

БН-800 – реактор на быстрых нейтронах с улучшенными техническими
и экономическими показателями

Цель реализации проекта: переход от открытого топливного цикла с урановым топливом (БН-600) к замкнутому топливному циклу с уран-плутониевым смешанным топливом, включающий создание пилотного производства смешанного топлива и отработку пилотного замкнутого цикла с его внедрением в производство.

Инновации проекта БН-800:

Самозащищенность блока от внешних и внутренних воздействий.

Пассивные средства воздействия на реактивность, системы аварийного расхолаживания через теплообменники, поддон для сбора расплавленного топлива.

Нулевой натриевый пустотный эффект реактивности.

Минимальная вероятность аварии с расплавлением активной зоны.

Исключение выделения плутония в топливном цикле при переработке облученного ядерного топлива.

Замкнутый топливный цикл с быстрым реактором типа БН     (Увеличить…)

В замкнутом топливном цикле реактор БН-800 обеспечивает:

Эффективное использование энергетического и оружейного плутония.

Технологическую поддержку режима нераспространения.

Улучшение экологических характеристик ядерного топливного цикла за счет выжигания младших актинидов.

Пресс-служба ГНЦ РФ-ФЭИ