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%).

Проектируемые реакторы

В настоящее время функционирует Международный проект «Generation IV» в рамках программы «Ядерно-энергетические системы IV поколения» направленный на разработку реакторов IV поколения.

Настоящий этап развития ядерной энергетики характеризуется приоритетной задачей повышения безопасности действующих АЭС и создания реакторов повышенной безопасности для АЭС 4-го поколения. Перспектива развития ядерной энергетики однозначно определяется возможностью гарантированной безопасности населения и окружающей среды. Высокий уровень безопасности достигается за счет совершенствования активных, введения пассивных защитных и локализующих систем, а также последовательной реализации концепции внутренне присущей безопасности. Создание реакторов нового поколения, обладающих свойством самозащищенности, позволяет обеспечить устойчивость к отказам оборудования и ошибкам персонала, ограничить радиационные последствия самых тяжелых аварий, исключить необходимость эвакуации населения. Значительное упрощение систем за счет использования пассивных систем безопасности, применение экономических топливных циклов и высокие ресурсные характеристики оборудования дают возможность улучшить экономические показатели АЭС с реакторами повышенной безопасности.

Разработка водо-водяного реактора на ториевом топливе (ВВЭР-Т) – ближайший шаг по реализации вовлечения тория в ядерную энергетику Значительное место занимают эксперименты по отработке ключевых положений конструкции и технологии ТВС ВВЭР-Т. Э

3.1 Докритический реактор (Бустер).

В настоящее время серьезное внимание уделяется разработке методов производства ядерной энергии на установках с повышенными свойствами безопасности работающих в подкритическом режиме, и предназначенные для уничтожения отходов ядерной энергетики, а также избытков накопленных ядерных материалов. К таким установкам относятся так называемые электроядерные системы (Accelerator-Driven Systems – ADS) – подкритические системы с внешними источниками нейтронов. Назначение ADS - утилизация отработавшего топлива или оружейного плутония, уничтожение трансурановых элементов и некоторых продуктов деления, уменьшение количеств радиоактивных отходов перед их окончательным захоронением в геологических формациях.

Частным случаем такого импульсного реактора является бустер. Бустеры — подкритические реакторы (коэффициент размножения нейтронов k <1), в которых импульс мощности инициируется начальным импульсом нейтронов от внешнего источника, размножение нейтронов в активной зоне гасится при затуханий цепной реакции деления после выключения источника.

Длительность нейтронного импульса в бустере больше длительности внешнего источника на величину порядка t/(1—k)} где t — время жизни мгновенных нейтронов, k — эффективный коэффициент размножения. Количество нейтронов, генерированное в импульсе в 1/(1—k) раз, превышает число нейтронов источника. В качестве внешнего источника используют фотонейтроны из мишеней импульсных сильноточных ускорителей электронов с энергией 30— 100 МэВ (на 100 электронов в мишени рождается приблизительно 1 нейтрон). Более эффективны протоны с энергией ~1 ГэВ. В бустерах удаётся получить наиб, короткие импульсы (~1 мкс), однако при более низкой мощности.

В США проектируется ADS c бланкетом на быстрых нейтронах, в котором расплавленная эвтектика свинец-висмут служит мишенным материалом, и одновременно выполняет роль теплоносителя. В Японии предлагается конструкция бланекта на быстрых нейтронах с вольфрамовой мишенью и натриевым теплоносителем. Широко известен проект Rubbia c бланкетом на быстрых нейтронах, охлаждаемым свинцом-висмутом, с использованием топлива на основе ториевого цикла.

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