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

По мнению многих специалистов реальным энергетическим выбором человечества в XXI веке станет широкое использование ядерной энергии на основе реакторов деления. Атомная энергетика могла бы уже сейчас взять на себя значительную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии. Сегодня она обеспечивает около 6% мирового потребления энергии, в основном электрической, где ее доля составляет около 18% (в России - около 16%).

Многопетлевой кипящий энергетический реактор МКЭР-800

Развитием канальных реакторов является многопетлевой кипящий энергетический реактор электрической мощностью 800 МВт (МКЭР-800). Его конструкционные особенности:

• предусмотрена глубоко эшелонированная защита, основанная на применении нескольких барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Система барьеров включает топливную матрицу; оболочки ТВЭЛов; границу контура циркуляции, охлаждающего активную зону; герметичный кожух, ограничивающий реакторное пространство; герметичное охлаждение локализующей системы безопасности;

многопетлевая (16 петель) модульная конструкция реактора допускает без превышения максимального проектного предела повреждения ТВЭлов разрыв любого конструктивного элемента циркуляционного контура, включая наиболее крупный сосуд этого контура - корпус сепаратора пара;

охлаждение активной зоны осуществляется за счет естественной циркуляции теплоносителя, интенсифицируемой работой водоструйных насосов (инжекторов), что повышает безопасность реактора в нормальных и аварийных режимах, связанных с отказом главных циркуляционных насосов и обслуживающих систем. Наряду с этим облегчается эксплуатация реактора, так как упрощаются оборудование и схемы и сокращается количество технологических систем;

для обеспечения надежного охлаждения активной зоны при авариях с разрывами в системах трубопроводной обвязки оборудования и при длительном полном обесточивании реактор снабжен системой расхолаживания, основанной на пассивном принципе работы и способной расхолаживать реактор без подвода энергии больше 72 ч;

в системе контроля, управления и защиты реактора предусмотрены две независимые системы аварийной защиты, каждая из которых переводит реактор из любого рабочего состояния в подкритическое. Одна из этих систем - стержневая, другая - жидкостная. По сигналу аварийной защиты стержни движутся сверху вниз, а в каналы жидкостной системы снизу вверх подается поглощающий нейтроны концентрированный раствор соли гадолиния;

АСУТП обеспечивает контроль параметров, характеризующих работу энергоблока в нормальных эксплуатационных и аварийных режимах, а также управление системами нормальной эксплуатации и системами безопасности;

система аварийного отвода пара из реакторного пространства обеспечивает целостность конструкции реактора при одновременном разрушении труб примерно 100 топливных каналов, т.е. всех каналов одной циркуляционной петли;

проект МКЭР-800 выполнен с учетом максимального проектного землетрясения интенсивностью до 8 баллов по шкале МКS-64;

реакторная установка рассчитана на эксплуатацию в течение 50 лет.

2.3 Тяжеловодные канально-корпусные реакторы ТР-1000 и МТР-500 повышенной безопасности

В течение ряда лет в Московском институте теоретической и экспериментальной физики (ИТЭФ) разрабатываются тяжеловодные канально-корпусные реакторы ТР-1000 и МТР-500 повышенной безопасности. Реактор ТР-1000 является ЯЭУ с природным металлическим ураном, тяжелой водой в качестве замедлителя и углекислым газом в качестве теплоносителя. Реактор МТР-500 является ЯЭУ со слабообогащенным (1,3 %) двуоксидом урана и тяжелой водой в качестве замедлителя и теплоносителя. По своей конструкции ТР-1000 - канально-корпусной реактор, прототипом которого является реактор КС-150, эксплуатировавшийся в бывшей Чехословакии в течение 5 лет. Реактор МТР-500 будет использован главным образом как источник тепловой энергии для атомных станций теплоснабжения (АСТ).

Поэтому в не столь уж отдаленном будущем человечество будет вынуждено перейти на использование альтернативных "безуглеродных" технологий производства энергии, которые позволят в течение длительного времени надежно удовлетворять растущие потребности в энергии без недопустимых экологических последствий. Однако приходится признать, что известные на сегодня возобновляемые источники энергии - ветровой, солнечной, геотермальной, приливной и др. - по своим потенциальным возможностям не могут обеспечить крупномасштабное энергопроизводство
Ядерные реакторы радиационная безопасность Реактор, устойчивый к нарушению теплосъема