Математика Курс лекций по информатике Машиностроительное черчение Решение задач по физике Теоретические основы электротехники Сопротивление материалов История искусства Ядерные реакторы
Современные ядерные реакторы Технические характеристики РБМК Реактор ВВЭР-1000 Ядерный реактор БН-600 Промышленные реакторы Исследовательские ядерные реакторы Аварийная защита Реакторы третьего поколения ВВЭР-1500

Современные ядерные реакторы России

В последние годы наблюдается международная кооперация в области ядерной энергетики. При активном участии российских специалистов МАГАТЭ развивает крупный международный проект INPRO [1]. Его цель - выработка принципов обеспечения безопасности и эффективности крупномасштабной ядерной энергетики, а также объединение обладателей ядерных технологий и будущих пользователей для совместных действий, направленных на усовершенствование ядерных реакторов и их топливных циклов.

Водо-водяной реатор, ВВЭР

Реакторы водо-водяного типа с обычной («легкой») водой под давлением нашли широкое развитие в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации,  несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Реактор ВВЭР-1000 представляет собой второе поколение легководных реакторов большой мощности. Электрическая мощность энергоблоков составляет 1000 МВт. Ядерные реакторы этого типа установлены на Кольской, Калининской, Балаклавской АЭС (Россия), Запорожской, Ровенской, Хмельницкой, Южно-Украинской АЭС (Украина), также на АЭС Болгарии, Чехии, Финляндии. Реактор с водой под давлением - легководный реактор, в котором вода находится под давлением, достаточным для предотвращения ее закипания и в то же время обеспечивающим высокую температуру теплоносителя (более 300°С). Тепловая энергия, вырабатываемая в активной зоне реактора, передается от твэлов теплоносителю  (воде) первого контура. Теплоноситель поступает в теплообменники (парогенераторы), где приводит в действие отдает энергию во второй контур. Образующийся во втором контуре пар турбогенератор.

Рис.12 Блок-схема реактора ВВЭР

В западных странах этот тип реактора обозначают PWR. Эксплуатирующиеся в России водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) относятся к типу реакторов с водой под давлением.

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор. Корпусной энергетический реактор, теплоносителем и замедлителем, в котором служит некипящая вода под давлением.

Общепризнанной является роль реакторов на быстрых нейтронах для будущего развития ядерной энергетики как основы решения проблемы топливного обеспечения с использованием как уран-плутониевого, так и торий-уранового замкнутых топливных циклов. Важна роль разработки и внедрения нового поколения реакторов на быстрых нейтронах и новых методов переработки ядерного топлива для замыкания ядерного топливного цикла и решения проблемы практически неограниченного топливного обеспечения ядерной энергетики.
Ядерные реакторы радиационная безопасность Реактор, устойчивый к нарушению теплосъема