ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ И ПРОБЛЕМЫ СОЗДАНИЯ НАТРИЕВОГО БЫСТРОГО РЕАКТОРА КАК ИСТОЧНИКА ВЫСОКОПОТЕНЦИАЛЬНОЙ ТЕПЛОВОЙ ЭНЕРГИИ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ВОДОРОДА И ДРУГИХ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ

В. М. Поплавский, А. Н. Забудько, Э. Е. Петров, М. К. Овчаренко, В. В. Попов, В. Б. Богуш, Н. И. Логинов, В. А. Тарасов, В. Б. Полевой, В. А. Хоромский, А. С. Михеев

Аннотация


В будущей структуре энергетики, когда на смену ископаемым видам топлива придут ядерные реакторы, значительное место отводится водородному носителю энергии. Исследования последних лет показали, что производство большого количества водорода с высокой эффективностью можно обеспечить на основе термохимических циклов с применением реакторов, имеющих температуру теплоносителя на выходе из активной зоны около 900 °С. В статье предлагается вариант такого быстрого реактора с натриевым теплоносителем. Приводятся основные физические характеристики и главные проблемы, которыенеобходимо решить для его создания. По своим свойствам этот реактор призван удовлетворить современным требованиям ядерной и радиационной безопасности. Он может быть использован и в других перспективных высокотемпературных технологиях, например, при производстве электроэнергии с повышенным к.п.д. Рис. 2, список лит. 6 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Vitart Х., Carles Ph., Le Duigou А. Thermochemical production of hydrogen using nuclear heat : а survey of technical and economical issues. - In: Proc. GLOBAL. Tsukura, Japan, 2005, Paper IL00.

Schultz К. Use of the modular helium reactor for the hydrogen production. - In : World Nuclear Association An­nual Symp. Londoп, 2003, р. 3-5.

Филиппов Г.А., Богоявленский Р.Г., Пономарев­Степной Н.Н., Гольцев А.О. Высокотемпературный гелиевый модульный ядерный реактор с шаровыми твэлами для производства электроэнергии и водорода.

-Атомная энергия, 2004, т. 96, вып. 3, с. 175-182.

Поплавский В.М., Забудько А.И., Петров Э.Е. и др. Высокотемпературный быстрый натриевый реактор как источник высокопотенuиального тепла для производства водорода. - В сб.: Межд. форум «Водородные технологии для производства энергии». Москва, 2006, с. 235-237.

Полевой В.Б., Тарасова О.Б. Комплекс программMMKFK-2 для решения задач переноса нейтронов и гамма-квантов в физике реапоров: состояние и перспективы развития. - В сб.: Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов. Избранные труды ФЭИ. Обнинск, 2000, с. 39-42.

Иванов Е.А. Программный комплекс PATRICK дляисследования медленных переходных процессов в ЯР автономных ЯЭУ. - В сб.: Нейтроника-95. Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов. Обнинск, ФЭИ, 1997, с. 48-55.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.