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

Реакторы средней мощности

Корпусной реактор ПРБЭР-600 с интегральной компоновкой

Интегральная компоновка реакторной установки (РУ) привносит дополнительные, качественно новые возможности для повышения безопасности АС, которых нет в двух других схемах, но ее применение оправдано только при высокой надежности, отработанности внутриреакторного оборудования. Примером интегральной компоновки может служить реактор ВПБЭР.

Задача создания реактора повышенной по существу предельно достижимой безопасности успешно решена применительно к РУ для атомных станций теплоснабжения АСТ-500, высокая безопасность которой подтверждена независимой экспертизой МАГАТЭ. Решения по безопасности АСТ, такие, как интегральная компоновка реактора, применение страховочного корпуса, пассивные системы безопасности разного типа действия с глубоким резервированием и самосрабатыванием, легли в основу проекта энергетического реактора повышенной безопасности электрической мощностью 630 МВт ВПБЭР-600.

ВПБЭР-600 представляет собой двухконтурную установку с водо-водяным корпусным реактором интегрального типа. Реактор заключен в страховочный корпус для локализации аварий, связанных с разгерметизацией трубопроводов вспомогательных систем первого контура или корпуса. Интегральное исполнение характеризуется размещением в одном корпусе активной зоны с рабочими органами системы управления защитой (СУЗ), теплообменной поверхности парогенератора и парогазового компенсатора давления, функцию которого выполняет верхний объем корпуса реактора над уровнем теплоносителя.

Первый контур вмещает в себя основной контур циркуляции, размещенный внутри корпуса реактора, а также системы компенсации давления, очистки теплоносителя и введения жидкого поглотителя. Этот контур обслуживается системами водоподготовки, заполнения и подпитки, отбора проб, воздухоудаления и дренажа. Второй контур состоит из 12 независимых секций парогенератора (ПГ) с индивидуальным подводом питательной воды и выводом пара за пределы страховочного корпуса. Далее секции ПГ объединяются в 4 петли, по которым пар подается в паротурбинную установку, откуда возвращается питательная вода. Плановое расхолаживание осуществляется за счет циркуляции питательной воды через ПГ со сбросом пара в специальный технологический конденсатор.

Основная концепция безопасности ВПБЭР-600 - сочетание внутренне присущей самозащищенности и пассивных систем безопасности. Система непрерывного отвода тепла постоянно находится в работе и поэтому не требуется срабатывание каких-либо устройств при необходимости аварийного расхолаживания реактора, выполненная аналогичным образом пассивная система отвода тепла с самовскрыванием гарантирует  высокую надежность аварийного теплоотвода. Интегральная компоновка принципиально исключает классы аварий больших и средних течей при разрыве трубопроводов первого контура. Размещение реактора в прочном страховочном корпусе обеспечивает сохранение активной зоны под водой при любом разрыве 1-го контура, что исключает плавление топлива. Страховочный корпус служит дополнительным пассивным барьером локализации радиоактивных продуктов. Привлекательное свойство ВПБЭР-600 - самообеспечение безопасного состояния. Вероятность реализации аварии с тяжелыми повреждениями активной зоны. ВПБЭР-600 составляет менее 10-8 на один реактор-год. Принятые проектные решения, качественно новый уровень безопасности снимает вопрос о расстоянии при размещении АЭС с реактором ВПБЭР-600, исключает необходимость эвакуации населения, позволяют размещать АЭС в непосредственной близости от городов и других населенных пунктов, крупных энергопотребителей.

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