Более высокая
нагрузка на оперативный персонал
по сравнению с ВВЭР, связанная
с большим количеством узлов
(например запорно-регулирующей
арматуры);
Большее количество
активированных конструкционных
материалов из-за больших размеров АЗ
и металлоёмкости РБМК, остающихся после
вывода из эксплуатации и требующих утилизации.
Принципиально
неверная конструкция стержней
управления и защиты (СУЗ), приводящая
к резкому возрастанию реактивности
в нижней части активной зоны при
условии, что из активной зоны выведено
большое количество стержней.
Возможность
ручного отключения отдельных
систем аварийной защиты.
Энергетический графитовый
реактор с перегревом
пара.
ЭГП-энергетический графитовый реактор
с перегревом пара ядерная энергетическая
установка канального типа с перегревом
пара в реакторе. По общему принципу
действия аналогичен РБМК.
Общая схема реактора ЭГП показана
на рисунке 3.
Рис.3
Особенность современной ядерной
энергетики – использование реакторов
на тепловых нейтронах, то есть
применение урана, обогащенного
по 235U. В природном уране его
всего 0,7%. В ядерных реакторах
на тепловых нейтронах обогащение по
235U составляет 2,0-4,4%, при этом соответствующие
предприятия выдают наряду с обогащенным
ураном также и отвальный уран, содержащий
235U в существенно меньшем количестве,
чем природный. Отвальный, так же как и
природный уран, может быть использован
в реакторах на быстрых нейтронах. Глубокое
(более полное) использование уранового
топлива, включая отвальный может быть
достигнуто в реакторах на быстрых нейтронах.
Реактор
на быстрых нейтронах (БН).
В структуре крупномасштабной атомной
энергетики будущего доминирующая роль
отводится реакторам на быстрых нейтронах
с замкнутым топливным циклом. Они позволяют
почти в 100 раз повысить эффективность
использования естественного урана и,
тем самым, снять ограничения на развитие
атомной энергетики со стороны природных
ресурсов ядерного топлива.
Реактор на быстрых нейтронах
очень сильно отличается от
реакторов всех остальных типов.
Его основное назначение - обеспечение
расширенного воспроизводства делящегося
плутония из урана-238 с целью сжигания
всего или значительной части природного
урана, а также имеющихся запасов обедненного
урана. При развитии энергетики реакторов
на быстрых нейтронах может быть решена
задача самообеспечения ядерной энергетики
топливом.
Общая схема реактора БН показана
на рисунке 4.
Рис.4
Прежде всего, в реакторе на
быстрых нейтронах нет замедлителя.
В связи с этим в качестве
топлива используется не уран-235,
а плутоний и уран-238, которые могут
делиться от быстрых нейтронов. Плутоний
необходим для обеспечения достаточной
плотности нейтронного потока, которую
не может обеспечить один уран-238.
В активную зону и отражатель
реактора БН входят в основном
тяжёлые материалы. Замедляющие
ядра вводят в активную зону в составе
ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись
плутония PuO2 и пр.) и теплоносителя. Концентрацию
замедлителя в активной зоне стремятся
уменьшить до минимума, так как лёгкие
ядра смягчают энергетический спектр
нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны
деления успевают замедлиться в результате
неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами
лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.
Для осуществления цепной реакции
на быстрых нейтронах необходима
высокая концентрация делящегося
вещества в активной зоне — в десятки
раз больше концентрации делящегося вещества
в активной зоне реактора на тепловых
нейтронах. Несмотря на это, проектирование
и строительство дорогостоящих реакторов
на быстрых нейтронах оправданно, так
как на каждый захват нейтрона в активной
зоне такого реактора испускается в 1,5
раза больше нейтронов деления, чем в активной
зоне реактора на тепловых нейтронах.
Следовательно, для переработки ядерного
сырья в реакторе на быстрых нейтронах
можно использовать значительно большую
долю нейтронов. Это главная причина, из-за
которой проводят широкие исследования
в области применения реакторов на быстрых
нейтронах.
Тепловыделение реактора на быстрых
нейтронах в десять-пятнадцать
раз превосходит тепловыделение
реакторов на медленных нейтронах,
в связи с чем вместо воды (которая просто
не справится с таким объемом энергии
для передачи) используется расплав натрия
(его температура на входе - 370 градусов,
а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных
показателей, скажем, для ВВЭР - там температура
воды на входе - 270 градусов, а на выходе
- 293).
В связи с большим тепловыделением
приходится оборудовать даже
не два, а три контура (объем
теплоносителя на каждом последующем,
естественно, больше), причем во
втором контуре используется опять-таки
натрий. При работе такого реактора происходит
очень интенсивное выделение нейтронов,
которые поглощаются слоем урана-238, расположенного
вокруг активной зоны. При этом этот уран
превращается в плутоний-239, который, в
свою очередь, может использоваться в
реакторе как делящийся элемент. Плутоний
используется также в военных целях.
Мощность реактора регулируется
подвижными тепловыделяющими сборками,
ТВЭЛами со стержнями из природного
урана или тория. В небольших
реакторах более эффективен как
регулятор подвижный отражатель: ходом
цепной реакции управляют, изменяя утечку
нейтронов. Если слой отражателя удалять
из реактора, то утечка нейтронов увеличивается,
вследствие чего тормозится развитие
цепного процесса, и наоборот. Наиболее
эффективны подвижные слои отражателя
на границе с активной зоной.
В настоящее время реакторы
на быстрых нейтронах широкого
распространения не получили, в
основном из-за сложности конструкции
и проблемы получения достаточно
устойчивых материалов для конструкционных
деталей. В России имеется только один
реактор такого типа (на Белоярской АЭС).
Считается, что такие реакторы имеют большое
будущее.
Уже при проектировании первых
энергетических реакторов на
быстрых нейтронах большое внимание
уделялось вопросам обеспечения безопасности
как при их нормальной работе, так и при
аварийных ситуациях. Направления поиска
соответствующих проектных решений определялись
требованием исключить недопустимые воздействия
на окружающую среду и население за счет
внутренней самозащищенности реактора,
применения эффективных систем локализации
потенциально возможных аварий, ограничивающих
их последствия.
Самозащищенность реактора основана
в первую очередь на действии
отрицательных обратных связей,
стабилизирующих процесс деления ядерного
топлива при повышении температуры и мощности
реактора, а также на свойствах используемых
в реакторе материалов. Для иллюстрации
внутренне присущей быстрым реакторам
безопасности укажем некоторые их особенности,
связанные с использованием в них натриевого
теплоносителя. Высокая температура кипения
натрия (883 градусов по Цельсию при нормальных
физических условиях) позволяет поддерживать
в корпусе реактора давление, близкое
к атмосферному. Это упрощает конструкцию
реактора и повышает его надежность. Корпус
реактора не подвергается в процессе работы
большим механическим нагрузкам, поэтому
его разрыв еще менее вероятен, чем в существующих
реакторах с водой под давлением, где он
относится к классу гипотетических. Но
даже такая авария в быстром реакторе
не представляет опасности с точки зрения
надежного охлаждения ядерного топлива,
поскольку корпус окружен герметичным
страховочным кожухом, а объем возможной
утечки натрия в него незначителен. Разгерметизация
трубопроводов с натриевым теплоносителем
в быстром реакторе интегральной конструкции
также не приводит к опасной ситуации.
Поскольку теплоемкость натрия достаточно
велика, даже при полном прекращении отвода
тепла в пароводяной контур температура
теплоносителя в реакторе будет повышаться
со скоростью примерно 30 градусов в час.
При нормальной работе температура теплоносителя
на выходе из реактора составляет 540oС.
Значительный запас температуры до закипания
натрия дает резерв времени, достаточный,
чтобы принять меры, ограничивающие последствия
подобной маловероятной аварии.
Реакторная
установка КЛТ-40С
Реакторная установка (РУ) КЛТ
40С разработана на базе РУ
ледокольного типа с использованием
судовых технологий и технических
решений, подтвержденных сорокалетним
опытом безаварийной эксплуатации
В состав РУ КЛТ 40С входят: реактор,
четыре парогенератора и четыре насоса
1-го контура, которые объединены короткими
силовыми патрубками в компактный парогенерирующий
блок.
В РУ КЛТ40-С по сравнению
с действующими прототипами применен
ряд новых технических решений, обеспечивающих
повышенную безопасность, в частности:
• двухканальная
пассивная система отвода остаточных
тепловыделений при авариях, связанных
с полным обесточиванием ПЭБ,
обеспечивающая безопасное состояние
РУ в течение суток;
• система
снижения давления в защитной оболочке
при максимальной проектной аварии с барботажной
и конденсационными подсистемами пассивного
принципа действия;
• активная
система аварийного охлаждения
активной зоны в авариях с
потерей теплоносителя 1 контура
имеет два канала, каждый из которых
включает цистерну с запасом воды и два
насоса и обеспечивает поддержание активной
зоны в безопасном состоянии с учетом
принципа единичного отказа. Каждый канал
включает также подсистему пассивного
принципа действия с использованием гидроаккумуляторов.
Для сокращения количества требуемой
воды и соответствующего уменьшения радиоактивных
отходов предусмотрены средства сбора
конденсата с последующим возвратом его
в реактор;
• применена
система внешнего охлаждения
корпуса реактора пассивного принципа
действия как средство защиты корпуса
реактора от проплавления при запроектных
авариях, связанных с осушением и тяжелым
повреждением активной зоны;
• в
качестве страховочных устройств
для запроектных аварий, связанных
с отказом управляющих систем безопасности,
в системе управления и защиты реактора
применены самосрабатывающие устройства.
Общая схема плавучей атомной
теплоэлектростанции (ПАТЭС) показана
на рисунке 5.
Рис.5
Список литературы
Г.Ф.Быстрицкий. Основы
энергетики. Учебник. Москва, ИНФРА-М, 2006.
Наука и жизнь, №3,
2005г. Реакторы на быстрых нейтронах
и их роль в становлении «большой»
атомной энергетики Академик Ф. Митенков,
Наука и жизнь, №12
2010г Электростанция — это просто
А. Лапидус
http://www.rosatom.ru - Государственная
корпорация по атомной энергии
"Росатом"
http://www.okbm.nnov.ru ОАО "Опытное
конструкторское бюро
машиностроения
им.И.И.Африкантова"
http://www.tiptoptech.net Чудеса техники
http://www.protown.ru Федеральный портал
http://www.atomic-energy.ru Российское атомное
сообщество