Харитонов Енергетика-Технико-економические основы 2007

ную зону, нагревается от ТВХ = 377 оС до ТВЫХ = 550 оС. Определите расход натрия G, кг/с, через реактор.

Решение. Подогрев теплоносителя Т = ТВЫХ-ТВХ в активной зоне определяется уравнением материально-теплового баланса

Q = Gcp T,

где Q = W/η = 1470 МВт – тепловая мощность реактора, ср = = 1270 Дж/(кг·К) – теплоемкость натрия. В итоге находим необходимый расход натрия

G =	Q	= 6,71	103 кг/с = 24	тыс. т/ч.

cp T

5.11.Чтобы выбить атом из узла кристаллической решетки графита и железа (сместить атом) требуется энергия, приблизительно

равная ЕСМ = 25 эВ. Нейтроны деления имеют существенно большую энергию Е = 2 МэВ и поэтому вызывают смещение атомов в кристаллической решетке конструкционных материалов активной зоны реактора. Сколько смещений может вызвать первично выбитый атом?

Решение. При упругом лобовом столкновении нейтрона, имеющего массу m и кинетическую энергию Е, с ядром массы М максимальная величина переданной этому ядру энергии равна (см. зада-

чу 5.3)

4mM

EM = (m + M )2 E .

Поскольку не все столкновения лобовые, то среднюю энергию, переданную нейтроном ядру, можно оценить как ЕМ/2. В среднем половину этой энергии, т.е. ЕСМ/4, выбитый атом будет передавать другому атому решетки. Если эта энергия превышает пороговую энергию смещения ЕСМ, то число смещений атомов решетки, вызванных первоначально выбитым из решетки атомом, приблизительно равно

ν ≈	EM	=	mM		E	.
	2EСМ		(m + M )2		EСМ

Для графита имеем М = 12 а.е.м. и число смещений атомов графита равно

ν = 1 12 200 106 ≈ 5700. (1 + 12)2 25

Для железа имеем М = 56 а.е.м. и ν = 1340.

Эти смещения частично «залечиваются» благодаря термическим флуктуациям и диффузии атомов в решетке.

5.12. Определите напряжения σ (Па) в корпусе реактора ВВЭР440, вызванные внутренним давлением воды р = 12,5 МПа. Принять средний диаметр корпуса реактора D = 3,7 м, толщину стенок корпуса δ = 140 мм.

Решение. Как показано в гл. 4 (при рассмотрении приведенных затрат на строительство и эксплуатацию нефтепроводов, задача Шухова), напряжения растяжения в стенке цилиндрического корпуса реактора пропорциональны внутреннему давлению, диаметру корпуса и обратно пропорциональны толщине стенки:

σ =	pD	=	12,5 3,7	= 165 МПа.
			2 140 10−3
	2δ

Напряжения в 165 МПа меньше предела прочности стали, из которой сделан корпус, с запасом.

5.13. Насколько увеличится производство обогащенного урана (отбор Р) с обогащением 4,4 %, если уменьшить содержание урана235 в отвале вдвое с 0,2 до 0,1 % при неизменной добыче природного урана (питания F)?

Решение. Согласно (5.23) соотношение между отбором (продуктом) и питанием имеет вид

P = c − y F. x − y

В первом случае при глубине отвала y = 0,002, обогащении x = 0,044 и содержании урана-235 в природном уране с = 0,0071 имеем P1/F = 0,121. Во втором случае при y = 0,001 имеем P2/F = 0,142. То есть производство обогащенного урана увеличи-

лось в 1,17 раз или на 17 % при увеличении глубины отвала в два раза с 0,2 до 0,1 %.

Список литературы к главе 5

5.1. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы: Учеб. для вузов. – М.: Энергоатомиздат, 2002. – 464 с.

5.2. Справочник по ядерной энерготехнологии / Ф. Ран, А. Адамантиадес, Дж. Кентон, Ч. Браун; Пер. с англ.; Под ред. В.А. Легасова. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 752 с.

5.3.Камерон И. Ядерные реакторы: Пер. с англ. М.: Энерго-

атомиздат, 1987. – 320 с.

5.4.Резепов В.К., Денисов В.П., Кирилюк Н.А., Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. – М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. – 333 с.

5.5.Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П., Васильченко И.Н. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций. – М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. – 220 с.

5.6.Конструирование ядерных реакторов: Учеб. пособие для вузов / И.Я. Емельянов, В.И. Михан, В.И. Солонин; Под общ. ред. акад. Н.А. Доллежаля. – М.: Энергоиздат, 1982. – 400 с.

5.7.Что такое атомная станция теплоснабжения / О.Б.Самойлов, В.С. Кууль, Б.А. Авербах и др.; Под ред. О.Б. Самойлова и В.С. Кууля. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 96 с.

5.8. Реакторные установки СВБР. ОКБ «Гидропресс», г. Подольск. – 12 с. (буклет).

5.9. Многоцелевой быстрый реактор малой мощности СВБР75/100 и его возможные топливные циклы / А.В. Зродников, Г.И. Тошинский, О.Г. Григорьев, А.В. Дедуль, Ю.Г. Драгунов, В.С. Степанов, Н.Н. Климов, А.А. Маёршин, А.В. Бычков.

5.10. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК / М.А. Абрамов, В.И. Авдеев, Е.О. Адамов и др.; Под общ. ред. Ю.М. Черкашова. – М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. – 632 с.

5.11. Status of Small Reactor Designs Without On-Site Refuelling. IAEA-TECDOC-1536. – IAEA, 2007, Vol. 1, 2.

5.12.Основы теории, конструкции и эксплуатации космических ЯЭУ / А.А. Куландин, С.В. Тимашев, В.Д. Атамасов и др. – Л.: Энергоатомиздат. Ленингр. Отделение, 1987. – 328 с.

5.13.Технологические аспекты ядерных энергетических систем

своспроизводством топлива / Пер. с англ.; Под ред. Г.С. Бауэра, А. Макдональда. – М.: Энергоатомиздат, 1988. – 280 с.

5.14.Блинкин В.Л., Новиков В.М. Жидкосолевые ядерные реакторы. – М.: Атомиздат, 1978. – 112 с.

5.15.Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов: Учеб. пособие для вузов / Г.Г. Бартоломей, Г.А. Бать, В.Д. Байбаков, М.С. Алхутов; Под ред. Г.А. Батя. – М.: Энергоиз-

дат, 1982. – 511 с.

5.16.Ганев И.Х. Физика и расчет реактора: Учеб. пособие для вузов / Под общ. ред. Н.А. Доллежаля. – М.: Энергоиздат, 1981. – 368 с.

5.17.Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.Б. Реакторы на быстрых нейтронах: Учеб. пособие для вузов / Под ред. Ф.М. Митенкова. – М.: Энергоатомиздат, 1985. – 288 с.

5.18.Герасимов В.В., Монахов А.С. Материалы ядерной техники: Учеб. для вузов. – М.: Энергоиздат, 1982. – 288 с.

5.19.Материаловедение и проблемы энергетики / Пер. с англ.; Под ред. Г. Либовица, М. Уиттингема. – М.: Мир, 1982. – 576 с.

5.20.Ма Б.М. Материалы ядерных энергетических установок: Пер. с англ. – М.: Энергоатомиздат, 1987. – 408 с.

5.21.Атомная энергетика России за рубежом / Под общ. ред. В.В. Козлова. – М.: Энергоатомиздат, 2001. – 208 с.

5.22.Самойлов А.Г., Каштанов А.И., Волков В.С. Дисперсионные твэлы. – В 2-х т. – М.: Энергоиздат, 1982.

5.23.Самойлов А.Г., Волков В.С., Солонин М.И. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1996.

5.24.Фрост Б. Твэлы ядерных реакторов: Пер. с англ. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 248 с.

5.25.Власов Н.М., Федик И.И. Тепловыделяющие элементы ядерных ракетных двигателей: Учеб. пособие. – М.: ЦНИИатомин-

форм, 2001. – 208 с.

5.26.Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов / Ф.Я. Овчинников, Л.И. Голубев, В.Д. Добрынин и др. – М.: Атомиздат, 1977. – 280 с.

5.27.Острейковский В.А. Эксплуатация атомных станций: Учеб. для вузов. – М.: Энергоатомиздат, 1999. – 928 с.

5.28.Ядерные энергетические установки: Учеб. пособие для вузов / Б.Г. Ганчев, Л.Л. Калишевский, Р.С. Демешев и др.; Под общ. ред. акад. Н.А. Доллежаля. – М.: Энергоатомиздат, 1983. – 504 с.

5.29.Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции: Учеб. для вузов. – 5-е изд. – М.: ИздАТ, 1994. – 296 с.

5.30.Галин Н.М., Кириллов П.Л. Тепломассообмен (в ядерной энергетике): Учеб. пособие для вузов. – М.: Энергоатомиздат,

1987. – 376 с.

5.31.Петухов Б.С., Генин Л.Г., Ковалев С.А. Теплообмен в ядерных энергетических установках / Под ред. Б.С. Петухова. Учеб. пособие для вузов. – М.: Атомиздат, 1974. – 408 с.

5.32.Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам. М.: Энергоатомиздат, 1984. – 296 с.

5.33.Харитонов В.В. Сборник задач по курсу «Инженернофизические расчеты ЯЭУ». – М.: МИФИ, 1995. – 68 с.

5.34.Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. – М.: Атомиздат, 1968.

5.35.Варгафтик Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей. – М.: Наука, 1972.

5.36.Вукалович М.П., Ривкин С.Л., Александров А.А. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара. – М.: Изд-во стандартов, 1969.

5.37.Белая книга ядерной энергетики / Под общ. ред. проф. Е.О. Адамова. – М.: Изд-во ГУП НИКИЭТ, 2001. – 270 с.

5.38.Канальный ядерный энергетический реактор РБМК / М.А. Абрамов, В.И. Авдеев, Е.О. Адамов и др.; Под общ. ред. Ю.М. Черкашова. – М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. – 632 с.

5.39.Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ кон-

цептуальных разработок) / В.М. Новиков, И.С. Слесарев, П.Н. Алексеев и др. – М.: Энергоатомиздат, 1993. – 384 с.

5.40. Status of Small Reactor Designs Without On-Site Refuelling. IAEA-TECDOC-1536 // IAEA. 2007. Vol. 1, 2.

5.41.Экономика ядерной энергетики (конспект лекций). Учеб. пособие / Под ред. проф. В.В. Харитонова. – М.: МИФИ, 2004. – 280 с. (Серия «Учебная книга Экономико-аналитического института МИФИ»).

5.42.Экономика ядерного топливного цикла / Пер. с англ.; Под ред. Б.К. Гордеева и Ю.Ф. Чернилина. – М.: ЦНИИАТОМИНФОРМ,

1999. – 164 с.

5.43. Безопасность ядерного топливного цикла / Пер. с англ.; Под ред. А.М. Агапова и Е.Г. Кудрявцева. – М.: Информ-Атом, 2002. – 200 с.

5.44.Гордеев Б.К. Введение в экономику ядерного топливного цикла атомной энергетики. – М.: ЦНИИАтоминформ, 2001. – 128 с.

5.45Синев Н.М., Батуров Б.Б. Экономика атомной энергетики: Основы технологии и экономики ядерного топлива. Учеб. пособие для вузов. – 2-е изд. – М.: Энергоатомиздат, 1984. – 392 с.

5.46.Борисевич В.Д., Борман В.Д., Сулаберидзе Г.А., Тихомиров А.В., Токманцев В.И. Физические основы разделения изотопов

вгазовой центрифуге / Под ред. В.Д. Бормана. Учеб. пособие. – М.:

МИФИ, 2005. – 320 с.

5.47.Разработка и создание газоцентрифужного метода разделения изотопов в СССР (России). – С.-Петербург: ЛНПП «Облик»,

2002. – 496 с.

5.48.Коновалов В.Ф., Воробьев А.И., Глушков А.Н., Кожин В.М. Корпоративное управление ядерным энергетическим комплексом России. – М.: Издательский Дом «Грааль», 2002. – 440 с.

5.49.Чечеткин Ю.Ф., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. – Самара: Самарский Дом печати, 2000. – 248 с.

5.50.Велихов Е.П., Гагаринский А.Ю., Субботин С.А., Цибульский В.Ф. Россия в мировой энергетике XXI века. – М.: ИздАт,

2006. – 136 с.

5.51. Харитонов В.В. Время единения // Безопасность окружаю-

щей среды. – 2007. – № 2. – С. 14 – 17.

5.52.Иванов С.Н., Лермонтов М.Ю., Кушнарев С.В. Стратегическая трансформация корпоративных структур ядерно-энергетического комплекса России. – М.: ООО «Научтехлитиздат», 2006. – 196 с.

5.53.Агапов А.М., Новиков Г.А., Руднев Ю.П. Основы практического менеджмента на предприятиях ядерной индустрии / Под ред. Ю.П. Руднева. – Обнинск: ФГОУ «ГЦИПК», 2006. – 368 с.

5.54.Шевелев Я.В., Клименко А.В. Эффективная экономика ядерного топливно-энергетического комплекса. – М.: РГГУ, 1996. – 736 с.

ВВП

Душевое потребление энергоресурсов

Рис. 1.1. Зависимость валового внутреннего продукта, приходящегося на душу населения (тыс. дол./чел. год), от душевого потребления энергоресурсов (Вт/чел.) в разных странах мира в 1968 г. (по данным академика П.Л. Капицы с изменения-

ми [1.2])

Продолжительность жизни в годах

Количество калорий, получаемых от потребления животной пищи, умножалось на переводной коэффициент 7, поскольку для получения 1 калории за счет пищи животного происхождения требуется приблизительно 7 калорий растительной пищи

Качество питания в калориях

Рис. 1.2. Продолжительность жизни населения как нелинейная функция от качества питания в разных странах мира в 1988 г. (сплошная линия – осреднение) [1.3], [1.4]. Качество питания выражено в калориях на человека в сутки в пересчете на растительную пищу

Рис. 1.3. «Изогнутая энергетическая лестница», показывающая влияние политики энергосбережения на взаимосвязь ВВП (тыс. дол./чел. год) и энергопотребления

(ГДж/чел. год) [1.5]

Рис. 1.4. Структура мирового производства электроэнергии в 2005 г.

(всего произведено 1,7·1013 кВт-ч = 60 ЭДж)