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

ВВЭР-640 (В-407)

Реакторная установка В-407 является составной частью АЭС нового поколения средней мощности с повышенным уровнем безопасности по сравнению с предыдущими серийными АЭС с отечественными реакторами ВВЭР и зарубежными действующими реакторами PWR при высоком уровне надежности и экономичности. РУ с ВВЭР-640 (В-407) предназначена для выработки и подачи пара на турбогенераторную установку АЭС средней мощности для производства электроэнергии с частотой 50 Гц, мощностью 640 МВт (эл.) (тепловая мощность 1800 МВт), как в базовом режиме, так и в режимах маневрирования мощностью.

Рис.12. Реакторная установка ВВЭР-640

Отличительные характеристики РУ В-407: повышение безопасности за счет: снижения теплонапряженности твэлов; использования наилучших конструкционных материалов; использования пассивных систем отвода остаточных тепловыделений активной зоны;  обеспечение

подкритичности активной зоны при температуре теплоносителя не менее 100°С в любой момент кампании при нулевой концентрации борной кислоты в теплоносителе; обеспечение пассивного залива водой корпуса реактора снаружи при аварии с потерей теплоносителя для отвода тепла от днища корпуса реактора в случае постулированного разрушения активной зоны и скапливания кориума на днище корпуса реактора; исключения выброса активного теплоносителя и сохранения его внутри контейнмента при течах из первого контура во второй; высокая эксплуатационная готовность за счет сокращения времени плановых остановов; пониженные дозовые нагрузки за счет: снижения затрат при эксплуатации; глубоко эшелонированной защиты.

Приняты решения о строительстве на территории России 8 энергоблоков АЭС с ВВЭР-640 (1 энергоблок - в составе НПЦ АЭ в г. Сосновый Бор, 3 энергоблока - на Кольской АЭС-2 и 4 энергоблока на Дальневосточной АЭС).

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