Введение 12
1 Реактор БРЕСТ-ОД-300 14
1.1 Общее описание установки БРЕСТ-ОД-300 14
1.2 Компоновка активной зоны и систем остановки реактора 17
1.3 Контур свинцового теплоносителя 20
1.4 Пристанционный ядерный топливный цикл 20
1.5 Нитридное топливо для реакторов БРЕСТ 21
1.6 Перспективы использования нитридного топлива в быстрых реакторах с
замкнутым топливным циклом 23
1.7 Выбор стартовой загрузки топлива 25
1.8 Развитие проекта БРЕСТ-ОД-300 - реактор БРЕСТ-1200 27
3 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 30
3.1 Потенциальные потребители результатов исследования 30
3.1.1 Анализ конкурентных технических решений 31
3.1.2 SWOT-анализ 33
3.2 Планирование управления научно-техническим проектом 35
3.2.1 Иерархическая структура работ проекта 35
3.2.2 Контрольные события проекта 36
3.2.3 План проекта 37
3.3 Бюджет научного исследования 40
3.3.1 Расчёт материальных затрат 40
3.3.2 Расчёт затрат на специальное оборудование для научных
(экспериментальных работ) 41
3.3.3 Основная заработная плата исполнителей темы 42
10
3.3.4 Дополнительная заработная плата исполнителей темы
3.3.5 Отчисления во внебюджетные фонды 45
3.3.6 Накладные расходы 45
3.3.7 Формирование бюджета затрат исследовательского проекта 45
3.4 Организационная структура проекта 46
3.5 Матрица ответственности 47
3.6 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной,
социальной и экономической эффективности исследования 49
Список публикаций 52
Современная ядерная энергетика работает в открытом топливном цикле, и одна из наиболее острых проблем, с которой она столкнулась в настоящее время, - растущий объем отработавшего ядерного топлива. Объем уже накопленного отработавшего топлива в мире оценивается 270-350 тыс. т, ежегодный темп накопления составляет около 10 тыс. т. Разрабатывается несколько стратегий обращения с ним: захоронение - открытый топливный цикл, переработка с рециклом компонентов топлива и захоронением высокоактивных отходов - замкнутый топливный цикл. К настоящему времени однозначного выбора не сделано, решение отложено. Долговременное хранение отработавшего топлива - это отложенное решение.
В США в Юкка-Маунтин для открытого топливного цикла планировалось строительство сухого хранилища объемом ~ 70 тыс. т. для безопасной изоляции отработавшего топлива в течение 10 тыс. лет [1]. Для уже накопленного в мире отработавшего топлива требуется 3-5 таких хранилищ, если принять хранилище типа Юкка-Маунтин за единицу измерения. С учетом масштабного роста мощностей АЭС ввод хранилищ будет увеличиваться в геометрической прогрессии. Их строительство и содержание требуют значительных финансовых затрат, что может сделать ядерную энергетику неконкурентоспособной.
Другая стратегия - переработка отработавшего топлива и иммобилизация извлекаемых при этом высокоактивных отходов: продуктов деления и актиноидов. Извлекаемые при переработке уран и плутоний можно использовать повторно как в тепловых, так и в быстрых реакторах. Во втором случае сжигание плутония более эффективно, так как одновременно нарабатывается новое топливо. Скорость накопления делящихся изотопов определяется отношение скорости образования к скорости выгорания делящихся изотопов. Таким образом, быстрые реакторы повышают рентабельность переработки отработавшего топлива и обеспечивают ядерную энергетику новым топливом, что позволяет сократить потребление природного урана. Такая особенность быстрых реакторов стимулирует переход к замкнутом топливному циклу, используя для этого быстрые реактора с КВ > 1.
Согласно плану развития ядерной энергетики России до 2050 года указывается, что необходимо «...создание технологической базы для крупномасштабной атомной энергетики на быстрых реакторах естественной безопасности без ограничений по топливным ресурсам.». Кроме этого, «.основное направление утилизации избыточного оружейного плутония, как и плутония из облучённого ядерного топлива, состоит в использовании смешанного уран-плутониевого топлива быстрых реакторов».
Поэтому в работе поставлена цель: с помощью аналитических методов провести анализ эксплуатационных параметров реактора БРЕСТ-ОД-300. Для достижения заданной цели необходимо решить следующие задачи:
- анализ эксплуатационных параметров и конструктивных особенностей реактора БРЕСТ-ОД-300;
- проведение многогруппового расчета для определения спектра плотности потока нейтронов;
- моделирование процессов наработки и горения ядерного топлива в реакторе БРЕСТ-ОД-300;
- определение зависимостей эксплуатационных параметров реактора БРЕСТ-ОД-300 от времени эксплуатации ЯЭУ.
