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

Производственные мощности ядерных поставщиков за последние 20 лет существенно снизились. Меньше стало инжиниринговых и управленческих организаций, имеющих опыт реализации крупных ядерных проектов. Трудности с привлечением и обучением персонала могут стать лимитирующим фактором даже для некоторых государств с действующей ядерной программой.
Многие из стран, выражающих интерес к атомной энергетике, не обладают необходимой для её становления инфраструктурой

Комбинированный реактор

Комбинированный двухкаскадный реактор (реактор в реакторе) состоит из внутренней центральной части, представляющей собой быстрый, но маломощный критический реактор, и окружающей его внешней оболочки (бланкета), представляющей собой внешний подкритический реактор (в качестве замедлителя используется тяжелая вода). Внутренний реактор строится в рамках концепции физической безопасности, в нем критическое состояние поддерживается автоматически. Его энерговыделение мало (мощность быстрого реактора составляет 10-15% от общей, необходимой для достижения высокого КПД выгорания основного теплового бланкета), и поэтому собственное тепло может использоваться с небольшим КПД или даже вовсе сброшено. Наружный подкритический, а следовательно, неуправляемый, бланкет имеет высокое выгорание из-за вовлечения в процесс деления 238U. Внутренний реактор подпитывает нейтронами наружный, т.е. выполняет вспомогательную функцию поставщика нейтронов, а не энергетическую функцию. Составы отдельных частей выбираются из расчета, чтобы коэффициент воспроизводства в них был КВ>≈1, в том числе в тепловом бланкете – учетом нейтронов внутреннего реактора. Вследствие этого возникает большое выгорание 238U (десятки процентов в быстрой части и 2-5% в тепловой). Выгоревшее топливо содержит набор тяжелых элементов, в том числе – активных в плане деления. Такое топливо можно повторно использовать без какого-либо дополнительного изотопного обогащения, и без выделения плутония! Вся радиохимическая обработка топлива сводится к его разделению на две фракции: смесь тяжелых элементов (уран, плутоний, трансураны), которая без изменения повторно используется в том же реакторе, и смесь легких элементов (осколки, элементы твэлов и др.), которая поступает на захоронение.

Принимаются меры для организации односторонних нейтронных потоков (наружу) и подавлению обратных (внутрь), только тогда система устойчива, имеет минимум элементов автоматики. Управление реактором отслеживает лишь медленные (годы) изменения активной зоны, вызванные ее выгоранием. Стержни управления содержат 238U, который поглощает нейтроны, а затем возвращает их в цикл в виде 239Pu. Отсутствие управления основным реактором благоприятно отражается на безопасности станции, кроме того, улучшает нейтронный баланс (уменьшает k).

Большое выгорание топлива создает необходимые предпосылки (возможно в сочетании с некоторым снижением удельной мощности реактора) для того, чтобы станция работала без смены топлива весь срок эксплуатации – десятки лет.

Двухуровневая схема упрощает эксплуатацию реактора. Ввиду того, что подавляющая доля энергии выделяется в тяжеловодном бланкете, большого значения не имеет, как используется энергия центрального реактора в общем тепловом балансе. Даже если она полностью будет сброшена, это слабо отразится на КПД станции. Следовательно, по отношению к быстрому реактору, как к поставщику нейтронов, а не энергии, может быть применена упрощенная схема съема энергии. По теплосъему, обеспечению безопасности предложенная комбинированная схема может оказаться проще и доступней, чем у стандартного теплового реактора, несмотря на казалось бы внешнюю сложность построения.

Замечание. Мы рассмотрели типичный уран-плутониевый цикл. Ранее мы уже упоминали, что в настоящее время интенсивно рассматривается ториево-урановый цикл, как не приводящий к образованию плутония и трансплутониевых элементов. Поскольку для теплового ториевого реактора на тяжелой воде КВ может быть больше единицы, то к нему может быть применена рассматриваемая здесь идеология, с той поправкой, что выгорание не очень велико из-за отравления сильно поглощающими осколками. Отметим, что для 232Th-233U – смеси τ1/2=27 дней, т.е. выход на аварийное сверхкритическое состояние будет продолжаться 3 месяца (для уран-плутониевого цикла – 1 месяц), что обеспечивает благоприятную возможность для осуществления мер безопасности.

Для более широкого использования ядерной энергии, с тем чтобы она стала основным базовым источником энергии уже в текущем столетии, необходимы несколько условий. Прежде всего, атомной энергетике нужно отвечать требованиям гарантированной безопасности для населения и окружающей среды, а природным ресурсам для производства ядерного топлива - обеспечивать функционирование "большой" атомной энергетики по меньшей мере в течение нескольких столетий. И, кроме того, по технико-экономические показателям атомная энергетика должна не уступать лучшим источникам энергии на углеводородном топливе.
Ядерные реакторы радиационная безопасность Реактор, устойчивый к нарушению теплосъема