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

Перспективы развития быстрых реакторов
Главными факторами, влияющими на развитие ядерно-энергетических систем нового поколения в XXI веке, будут: экономика, безопасность, устойчивость с точки зрения нераспространения и защита окружающей среды, включая улучшение использования ресурсов и сокращение образования отходов. Многие будущие инновации будут сосредоточены на системах на быстрых нейтронах, которые могут производить больше делящегося материала в форме плутония-239, чем они потребляют

 Погружающийся реактор

Автоматический режим поддержания критического состояния создает предпосылки для экзотических проектов. Поскольку уран – металл тяжелый, нетрудно вообразить себе реактор с удельным весом, превышающим средний удельный вес пород у поверхности Земли. Тогда, предоставленный самому себе он станет погружаться вглубь нее в том случае, если сможет развить температуру выше температуры плавления окружающих пород.

Варьируя форму и размеры такого реактора, можно достичь приемлемой скорости погружения в землю (примерно километр в год). Тогда на месте погружения образуется обширная область (порядка 0,1 км3) разогретой земли, из которой можно черпать тепло, как на геотермальных станциях. Важно, что земные породы слабо активируются нейтронами реактора, а возникающие все же радиоактивные изотопы имеют короткий период полураспада. Быть может, на этом пути удастся решить одну из основных проблем атомной энергетики – захоронение радиоактивных отходов.

Гелиевый реактор

Высокотемпературный гелиевый реактор (ВТГР) - источник тепла с уникально высокой температурой - около 1000°С, поэтому его использование позволяет значительно расширить сферу экономически эффективного применения ядерной энергии.

Первое предложение использования гелия в реакторах сделали С.М. Фейнберг и В.С. Фурсов в 1947, проектов ВТГР с шаровыми и призматическими твэлами начали разрабатываться в 1974, с 1998 осуществляется создание модульного высокотемпературного гелиевого реактора с газовой турбиной. Достижения в технологии газовых турбин, электромагнитных подшипников, высокоэффективного теплообменного оборудования  сделали реальной разработку инновационного проекта гелиевого ВТГР с газовой турбомашиной для прямого преобразования энергии с КПД ~ 50% (цикл Брайтона). Эта концепция легла в основу Международного проекта ГТ-МГР (Gas Turbine - Modular Helium Cooled Reactor - GT-MHR) – «Газовая турбина — модульный гелиевый реактор» — ГТ-МГР.

Рис.10. Новая схема АЭС типа ГТ-МГР устраняет из её конструкции множество прежних систем. А так как узлов меньше, то и надёжность выше.

Принципиальными особенностями ГТ-МГР являются: высокая эффективность

производства электроэнергии (к.п.д. ~ 50%); возможность использования высокотемпературного тепла для технологических производств; повышенная безопасность, обусловленная самозащищенностью и невозможностью плавления активной зоны при тяжелых авариях; обеспечение гарантий нераспространения; эффективное использование ядерного топлива и возможность реализации различных вариантов топливного цикла (уран, плутоний, торий); снижение теплового и радиационного воздействия на окружающую среду.

В конце 20-го века в России разработан ряд проектов ВТГР различного назначения и уровня мощности: опытно-промышленный реактор ВГ-400 для комбинированной выработки технологического тепла и электроэнергии в паротурбинном цикле, реакторная установка ВГ-400ГТ с прямым газотурбинным циклом преобразования энергии, модульный реактор ВГМ для производства технологического тепла с температурой ~ 900°С и электроэнергии, атомная станция ВГМ-П для энергоснабжения типового нефтеперерабатывающего комбината.

Действующие реакторные технологии Большинство из действующих атомных энергоблоков используют легководные реакторы (LWR) - 82% от общего числа блоков. На долю тяжёловодных установок приходится 10%, газоохлаждаемых - 4%, и реакторов с водным охлаждением и графитовым замедлителем - 4%. В мире действуют также несколько быстрых реакторов с натриевым теплоносителем [5]. Возраст большинства действующих реакторов превышает 20-30 лет
Ядерные реакторы радиационная безопасность Реактор, устойчивый к нарушению теплосъема