- •Приложение 1
- •Раздел 1. Структура развивающейся ядерной энергетики
- •Раздел 2. Быстрые реакторы с теплоносителем на основе свинца.
- •Реактор РБЕЦ.
- •Раздел 3. Модульный высокотемпературный гелиевый реактор с газовой турбиной (ГТ-МГР)
- •Раздел 4. Малые автономные АЭС (АЭС ММ)
- •4.1. В качестве одного из направлений использования атомной энергии предлагается рассмотреть реакторы малой мощности. Опыт разработки таких реакторов в течение более чем 40 лет показал их потенциальные возможности в плане обеспечения и надежности и безопасности.
- •Раздел 5. Ториевый реактор нераспространитель ВВЭР-Т.
- •Раздел 1. Сжигание радиоактивных нуклидов
- •1. Введение
- •2. Анализ возможностей трансмутации опасных долгоживущих радионуклидов
- •3. Сравнение эффективности трансмутации актинидов в твердотвэльном и жидкотопливном реакторах
- •4. Потери актиноидов при переработке
- •5. Сравнение критических и подкритических реакторов
- •Приложение 3
- •Раздел 1. О возможной роли ТЯР в проблеме нераспространения ядерного оружия и экологического оздоровления планеты
возможность работы внешнего источника для КПЖСР 7000 часов в год с минимальными капитальными и эксплуатационными затратами.
Приложение 3
Раздел 1. О возможной роли ТЯР в проблеме нераспространения ядерного оружия и экологического оздоровления планеты
Врешении части проблем нераспространения ядерного оружия и экологического оздоровления планеты может быть использована также будущая термоядерная энергетика.
Внастоящее время проведены большие экспериментальные работы на токамаках второго поколения (JET и TOR-SUPRA в Европе; TFTR в США; JT-60 в Японии и др.) предназначенные для изучения плазмы с параметрами, необходимыми для перехода к экспериментальному термоядерному реактору. На них исследованы критерии удержания плазмы, уточнены пределы плазменных параметров и конфигураций. Следующим этапом явилась разработка проекта экспериментального термоядерного реактора, который должен получить плазму с параметрами, экстраполируемыми к параметрам демонстрационного и энергетического реактора, обеспечить длительный ресурс работы при этих параметрах, и отработать основные инженерные, технологические и конструкторские решения элементов и систем термоядерного реактора. Начало этого этапа относится к проектам 80-ых годов, таких как NET в Европе, FER в Японии, TIBER в США, ОТР в России и др.
Разработан проект Международного Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР), завершившийся в 1998 г. выпуском первого варианта технического проекта в объеме, достаточным для принятия решения о строительстве. Конструкция ИТЭР имеет все необходимые компоненты для поддержания 500 - 1500 МВт термоядерной мощности как в импульсном так и в стационарном (необходимом для перехода к энергетическому термоядерному реактору (ТЯР). режиме работы, с достижением при необходимости воспроизводства трития и получения высокотемпературного тепла. Детально разработаны на уровне инженерного проекта основные системы реактора. Строительство ИТЭР может начаться
впервой декаде XXI века, программа экспериментов рассчитана на двадцать лет. Результаты, необходимые для решения о строительстве прототипного термоядерного реактора, могут быть получены в 20-ых годах XXI века.
Строительство первых ТЯР возможно в 30-ых - 50-ых годах следующего века в зависимости от успехов программы ИТЭР и сопутствующих программ.