среда, 15 июля 2009 г.

Ядерная энергетика

Г.Кесслер
Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1986.-264 с; ил.

Изложены основные вопросы современной ядерной энергетики: возможные сферы применения источников
ядерной энергии, топливообеспечение, типы и особенности ядерных реакторов, технические особенности
основных элементов топливного цикла, включая переработку выгоревшего топлива, обращение с
радиоактивными отходами, безопасность ядерной энергетики и воздействие на окружающую среду.
Для инженеров, аспирантов, студентов.

Содержание

1.   Введение.
1.1.   Развитие ядерной энергетики в мире.
1.2.   Практическое использование ядерной энергии.
1.2.1.  Ядерная  энергия  как источник электроэнергии и высокотемпературной теплоты.
1.2.2.  Судовые реакторы.
1.2.3.  Использование высокотемпературной теплоты ядерных  реакторов
1.2.4.  Получение водорода
1.3.   Экономические аспекты ядерной энергетики
1.3.1.  Стоимость производства электроэнергии.
1.3.2.  Коэффициент использования мощности АЭС
2.   Некоторые физические основы реакторов-конвертеров и быстрых реакторов-размножителей
2.1.   Основы ядерной физики
2.1.1.  Упругое рассеяние
2.1.2.  Неупругое рассеяние
2.1.3.  Захват нейтрона
2.1.4.  Деление ядер
2.1.5.  Выделение энергии при делении ядер
2.1.6.  Постоянная распада и период полураспада
2.1.7.  Мгновенные и запаздывающие нейтроны
2.1.8.  Остаточное тепловыделение в реакторе
2.2.   Поток нейтронов и скорость ядерных реакций
2.3.   Пространственное распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
2.4.   Выгорание топлива и образование продуктов деления и актинидов
2.5.   Коэффициент конверсии и коэффициент воспроизводства
2.6.   Коэффициент   конверсии  и  эффективность  использования  топлива
2.7.   Источники активности в реакторе
2.8.  Характеристики внутренней безопасности реакторов
2.8.1.  Реактивность и нестационарные условия работы  реактора
2.8.2.  Температурные коэффициенты реактивности
2.8.2.1.  Температурный коэффициент реактивности, связанный с эффектом Доплера
2.8.2.2.  Коэффициенты реактивности замедлителя  и теплоносителя
2.8.2.3.  Температурный  коэффициент реактивности  конструкционных материалов
2.8.3.  Управление реактором и анализ его безопасности
2.8.3.1. Изменение реактивности реактора при выводе его на мощность  и  в  процессе   эксплуатации   при 
номинальной  нагрузке
2.8.3.2. Качественное описание поведения реактора при изменении мощности
3.   Обеспечение ядерным топливом
3.1. Введение (ядерный топливный цикл)
3.2.  Ресурсы природного урана и потребности в них
3.2.1.  Потребность в уране реакторов различного типа
3.2.2.  Достоверные запасы урана и тория
3.2.2.1.  Мировые запасы урана
3.2.2.2.   Производство урана
3.2.2.3.  Запасы тория
3.2.3.  Потребности в уране и его запасы
3.3.  Получение концентрата, чистых соединений и преобразование урана
3.4.  Обогащение урана
3.4.1.  Введение
3.4.2.  Схемы заводов по обогащению урана
3.4.3.  Обогащение урана газодиффузионным методом
3.4.4.  Центрифужный метод обогащения
3.4.5.  Аэродинамические методы
3.4.6.  Усовершенствованные методы разделения
3.4.7. Оптимальное содержание урана в отвале
3.5.  Производство топлива
4. Реакторы-конвертеры с тепловым спектром нейтронов
4.1. Легководные реакторы
4.1.1. Реакторы с водой под давлением
4.1.1.1.  Активная зона
4.1.1.2.  Система охлаждения
4.1.1.3.  Защитная оболочка
4.1.1.4.  Системы регулирования
4.1.1.5.  Система безопасности
4.1.1.5.1. Аварийная остановка реактора
4.1.1.5.2. Система аварийного электропитания
4.1.1.5.3. Система аварийной подачи питательной воды
4.1.1.5.4. Система аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения
4.1.1.5.5. Герметизация защитной оболочки
4.1.2. Реакторы с кипящей водой
4.1.2.1.  Активная зона, корпус давления и система охлаждения
4.1.2.2.  Системы безопасности
4.1.2.3.  Система аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения
4.2.  Тепловые газоохлаждаемые реакторы
4.2.1.  Усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы
4.2.2.  Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
4.2.2.1.  Реактор HTGR с призматическими ТВС
4.2.2.2.  Реактор HTR с шаровыми твэлами
4.2.2.3.  Основы безопасности
4.2.2.3.1. Система управления и защиты
4.2.2.3.2. Отвод энергии остаточного  тепловыделения и аварийное охлаждение
4.2.2.3.3. Основные аварии
4.3.  Тяжеловодные реакторы
4.3.1. Реактор с тяжелой водой под давлением СANDU
4.3.1.1.  Топливо
4.3.1.2.  Регулирование реактивности
4.3.1.3.  Система аварийного охлаждения
4.3.1.4.  Системы безопасности
4.4.  Тепловые реакторы-размножители
4.4.1.  Гомогенные реакторы-размножители
4.4.2.  Легководные реакторы-размножители LWBR
5. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах
5.1.  Роль реакторов-размножителей на быстрых нейтронах
5.2.  История развития быстрых реакторов-размножителей
5.3.  Физика активной зоны реакторов LMFBR
5.3.1.  Конструкция активной зоны
5.3.2.  Энергетическое  и  пространственное распределения нейтронов
5.3.3.  Коэффициент воспроизводства
5.3.4.  Коэффициенты реактивности и контроль реактора
5.3.5.  Доплеровский коэффициент реактивности
5.3.6.  Температурный коэффициент реактивности теплоносителя
5.3.7.  Температурные  коэффициенты  реактивности топлива и конструкционных материалов
5.3.8.  Характеристики запаздывающих нейтронов и время  жизни мгновенных нейтронов
5.4.  Технические  аспекты  быстрых  реакторов-размножителей с натриевым охлаждением
5.5.  "Суперфеникс" - промышленный  быстрый реактор с натриевым теплоносителем
5.5.1.  Активная зона и зоны воспроизводства
5.5.2.  Корпус реактора и циркуляция натрия в первом контуре
5.5.3.  Второй контур охлаждения и парогенераторы
5.6.  Вопросы безопасности АЭС с реактором LMFBR
5.6.1.  Принцип многократного барьера
5.6.2.  Система управления и защиты
5.6.3.  Отвод энергии остаточного тепловыделения и аварийное охлаждение активной зоны реактора LMFBR
5.6.4.  Внутриреакторный контроль и предотвращение распространения аварий
5.6.5.  Конструкция первого контура и корпуса реактора
5.6.6.  Возгорание натрия
5.6.7.  Взаимодействие натрия с водой в парогенераторе
5.7.  Гетерогенные активные зоны реактора LMFBR
5.8.  Активные зоны реактора LMFBR с усовершенствованным оксидным и карбидным топливом
5.9.  Газоохлаждаемые быстрые реакторы
Выбор ядерного топливного цикла
6.1.  Выбор топливного цикла для реакторов-конвертеров
6.1.1.  Однократный (открытый) топливный цикл
6.1.2.  Замкнутый ядерный топливный цикл
6.1.2.1.  Плутониевый рециклинг
6.1.2.2. Торий-урановый топливный цикл
6.1.2.3.  Сравнение различных типов реакторов-конвертеров
6.2.  Выбор топливного цикла для реакторов-размножителей
6.2.1.  Уран-плутониевый топливный цикл
6.2.2.  Торий-урановый топливный цикл
6.3.  Расход природного урана при различных сценариях развития ядерной энергетики
Технические особенности ядерных топливных циклов
7.1. Выгрузка и хранение отработавшего топлива
7.1.1.  Перевозка отработавшего топлива
7.1.2.  Промежуточное хранилище отработавшего топлива
7.2. Уран-плутониевый топливный цикл
7.2.1.  Переработка отработавшего топлива из диоксида урана
7.2.1.1. Разделка ТВС и растворение топлива
7.2.1.2.  Газовая очистка и удержание газообразных продуктов деления
7.2.1.3. Химическое отделение урана и плутония
7.2.1.4.  Модель потоков масс радиоактивных материалов в установке по переработке топлива
7.2.1.5. Составляющие активности отработавшего топлива и радиоактивных отходов
7.2.2.  Повторное использование плутония и урана
7.2.2.1. Преобразование нитрата плутония в оксид плутония
7.2.2.2.  Преобразование уранилнитрата в оксид урана
7.2.2.3.  Производство оксидного топлива
7.2.3.  Состояние технологии переработки уранового топлива
7.2.4.  Опыт переработки и изготовления смешанного оксидного топлива
7.2.5.  Аспекты безопасности
7.2.5.1.  Конструктивные меры безопасности перерабатывающих установок
7.2.5.2.  О безопасности заводов по изготовлению твэлов из смешанного оксидного топлива
7.3.  Торий-урановый топливный цикл
7.3.1.  Разделка ТВС
7.3.2.  Торекс-процесс
7.3.3.  Производство уран-ториевого топлива
7.4.  Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов-размножителей
7.4.1.  Составляющие времени внешнего топливного цикла LMFBR
7.4.2.  Потоки масс в модели топливного цикла LMFBR
7.4.3.  Составляющие активности отработавшего топлива LMFBR
7.4.4.  Переработка топлива LMFBR
7.4.5.  Производство топлива для LMFBR
7.4.6.  Переработка и повторное производство топлива для LMFBR
7.5.  Обработка радиоактивных отходов
7.5.1.  Обработка отходов при переработке топлива LWR
7.5.1.1.  Отверждение и хранение жидких отходов высокой удельной активности
7.5.1.2.  Отверждение и хранение твердых отходов высокой удельной активности
7.5.1.3.  Обработка отходов средней удельной активности
7.5.1.4.  Обработка других отходов
7.5.1.5.  Объемы  отходов   переработки  топлива, предназначенных для хранения
7.5.2.  Радиоактивные отходы  при переработке уран-ториевого топлива
7.5.3.  Радиоактивные отходы при переработке уран-плутониевого топлива LMFBR
7.5.4.  Отходы на других этапах топливного цикла
7.5.4.1.  Отходы при переработке урановой руды
7.5.4.2.  Отходы при очистке, конверсии и обогащении урана
7.5.4.3.  Отходы при изготовлении твэлов и эксплуатации АЭС
7.6. Захоронение ядерных отходов
7.6.1.  Захоронение отходов в глубоких геологических формациях
7.6.2.  Непосредственное захоронение отработавших ТВС
7.6.3.  Воздействие радиоактивных захоронений на безопасность  и здоровье населения
8. Воздействие на окружающую среду и оценка риска ядерной энергетики
8.1. Выбросы радиоактивных продуктов в результате нормальной эксплуатации АЭС и предприятий ядерного
топливного цикла
8.1.1. Выбросы и радиационное воздействие радиоактивных продуктов
8.1.1.1. Основные радионуклиды и их воздействие на человека
8.1.1.1.1. Тритий, углерод-14 и криптон
8.1.1.1.2. Радионуклиды иода
8.1.1.1.3. Стронций и цезий
8.1.1.1.4. Нуклиды плутония
8.1.1.1.5. Прочие радиологически существенные нуклиды
8.1.1.2.  Доза ионизирующего излучения
8.1.1.3. Допустимые уровни радиационного воздействия
8.1.2. Выбросы радионуклидов и радиационное воздействие на различных этапах топливного цикла
8.1.2.1. Добыча урана и гидратация руды
8.1.2.1.1. Радиоактивные загрязнения при добыче и переработке урановой руды
8.1.2.1.2. Радиационное воздействие на урановых рудниках и заводах по переработке руды
8.1.2.2.  Получение UF6,обогащение и изготовление топлива.
8.1.2.3. Атомные электростанции
8.1.2.3.1. Выбросы  радиоактивных продуктов  на АЭС
8.1.2.3.2. Выбросы радиоактивных продуктов из реакторов
8.1.2.3.3. Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
8.1.2.3.4.  Радиоактивные выбросы на реакторах LMFBR, CANDU и HTGR
8Л .2.3.5. Дозы облучения населения в результате радиоактивных выбросов АЭС
8.1.2.4.  Переработка облученного топлива и обработка радиоактивных отходов
8.1.2.4.1. Радиоактивные выбросы на комбинате по переработке облученного низкообогащенного топлива из UO2
с последующей обработкой отходов
8.1.2.4.2. Оцененные радиоактивные выбросы на комбинате по переработке смешанного облученного топлива
PuO2/UO2 с последующей обработкой отходов
8.1.2.4.3. Радиационное воздействие комбината по переработке топлива и радиоактивных отходов
8.3.1. Длительное накопление трития, Кr и С
8.2. Оценка риска, связанного с эксплуатацией ядерных реакторов
8.2.1.  Методы оценки риска
8.2.1.1.  Основные понятия
8.2.1.2.  Метод деревьев событий
8.2.1.3.  Анализ деревьев отказов
8.2.2.  Выход продуктов деления из  здания реактора  при аварии с расплавлением активной зоны
8.2.2.1. Инициирующие события
8.2.2.2. Разрушение защитной оболочки
8.2.2.3.  Радиоактивные выбросы
8.2.2.4.  Внешние события
8.2.3.  Моделирование распространения радиоактивных выбросов и облучение населения
8.2.4.  Результаты исследований безопасности реактора
8.2.4.1.  Результаты анализа деревьев событий и деревьев отказов
8.2.4.2.  Результаты рассмотрения моделей аварий
8.2.4.2.1. Исследование риска в ФРГ
8.2.4.2.2. Изучение безопасности реакторов в США
8.2.4.2.3. Оценки риска с учетом последних данных по отказам
8.2.5.  Исследования риска, связанного с эксплуатацией реакторов других типов
8.2.6.  Исследование риска эксплуатации установок топливного цикла
8.2.7.  Риск от объектов ядерной энергетики и других технических систем
Приложение

Скачать