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.

Основные технические характеристики РБМК следующие.

В самом общем виде реактор представляет собой цилиндр составленный из графитовых блоков, помещенный в бетонную шахту. Диаметр, этого цилиндра, около 12 м, а высота около 8 м. Реактор окружен боковой биологической защитой в виде кольцевого бака с водой. Этот цилиндр пронизывают 1693 топливных канала, представляющих собой трубки из сплава циркония диаметром 88 мм и толщиной 4 мм. В топливном канале устанавливается тепловыделяющая сборка (ТВС). Активная зона реактора - вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров. По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель -сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), составленных из блоков сечением 250*250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114 мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ. Общее число технологических каналов в активной зоне 1693.

Ядерным топливом служит диоксид урана (UO2), обогащенный ураном-235 до 2%, в виде таблеток диаметром 11,5 мм запрессованных в ТВЭЛы - трубки из сплава на основе циркония с наружным диаметром 13,6 мм с толщиной стенок 0,9 мм. 18 таких ТВЭЛов смонтированы в одну общую тепловыделяющую сборку (ТВС). ТВС в РБМК состоят из двух частей верхней и нижней. Помимо ТВЭЛов, ТВС содержит крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень их оксида ниобия.

Две последовательно соединенных тепловыделяющих сборки, длина каждой из которых (т.е. высота столбика таблеток) 3,5 м образуют тепловыделяющую кассету (Рис.4). Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке. Кассета помещается в вертикально расположенную трубу (технологический канал), по ней прокачивается охлаждающая вода, которая превращается в пар непосредственно в ядерном реакторе.

Рис. 4. Тепловыделяющая кассета РБМК-1000. 1 — подвеска, 2 — штифт, 3 — переходник, 4 — хвостовик, 5 — твэл, 6 — несущий стержень, 7 — втулка, 8 — наконечник, 9 — гайки.

В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой (179 каналов), которые состоят из поглотителя -бороциркониевого сплава. Стержни СУЗ предназначены для регулирования радиального поля энерговыделения, автоматического регулирования мощности, быстрой остановки реактора и регулирования поля энерговыделения. По своему назначению стержни делятся на стержни аварийной зашиты (таких стержней 24 штуки), стержни автоматического регулирования (12), стержни локального автоматического регулирования (12), стержни ручного регулирования (131), и 32 укороченных стержня поглотителя. Всего имеется 211 стержней. Контроль за энергораспределением по высоте и радиусу активной зоны производится с помощью термометров. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.

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