РБМК Реакторы водо-водяного типа Сравнение реакторов РБМК и ВВЭР Реакторы на быстрых нейтронах Промышленные реакторы Легководные реакторы Реактор БОР-60 Реактор БРЕСТ Корпусной реактор ПРБЭР-600

Обзор ядерных реакторов, их сравнительные характеристики и типы

Многопетлевой кипящий энергетический реактор МКЭР-800

Развитием канальных реакторов является многопетлевой кипящий энергетический реактор электрической мощностью 800 МВт (МКЭР-800). Его конструкционные особенности:

• предусмотрена глубоко эшелонированная защита, основанная на применении нескольких барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Система барьеров включает топливную матрицу; оболочки ТВЭЛов; границу контура циркуляции, охлаждающего активную зону; герметичный кожух, ограничивающий реакторное пространство; герметичное охлаждение локализующей системы безопасности;

многопетлевая (16 петель) модульная конструкция реактора допускает без превышения максимального проектного предела повреждения ТВЭлов разрыв любого конструктивного элемента циркуляционного контура, включая наиболее крупный сосуд этого контура - корпус сепаратора пара;

охлаждение активной зоны осуществляется за счет естественной циркуляции теплоносителя, интенсифицируемой работой водоструйных насосов (инжекторов), что повышает безопасность реактора в нормальных и аварийных режимах, связанных с отказом главных циркуляционных насосов и обслуживающих систем. Наряду с этим облегчается эксплуатация реактора, так как упрощаются оборудование и схемы и сокращается количество технологических систем;

для обеспечения надежного охлаждения активной зоны при авариях с разрывами в системах трубопроводной обвязки оборудования и при длительном полном обесточивании реактор снабжен системой расхолаживания, основанной на пассивном принципе работы и способной расхолаживать реактор без подвода энергии больше 72 ч;

в системе контроля, управления и защиты реактора предусмотрены две независимые системы аварийной защиты, каждая из которых переводит реактор из любого рабочего состояния в подкритическое. Одна из этих систем - стержневая, другая - жидкостная. По сигналу аварийной защиты стержни движутся сверху вниз, а в каналы жидкостной системы снизу вверх подается поглощающий нейтроны концентрированный раствор соли гадолиния;

АСУТП обеспечивает контроль параметров, характеризующих работу энергоблока в нормальных эксплуатационных и аварийных режимах, а также управление системами нормальной эксплуатации и системами безопасности;

система аварийного отвода пара из реакторного пространства обеспечивает целостность конструкции реактора при одновременном разрушении труб примерно 100 топливных каналов, т.е. всех каналов одной циркуляционной петли;

проект МКЭР-800 выполнен с учетом максимального проектного землетрясения интенсивностью до 8 баллов по шкале МКS-64;

реакторная установка рассчитана на эксплуатацию в течение 50 лет.

2.3 Тяжеловодные канально-корпусные реакторы ТР-1000 и МТР-500 повышенной безопасности

В течение ряда лет в Московском институте теоретической и экспериментальной физики (ИТЭФ) разрабатываются тяжеловодные канально-корпусные реакторы ТР-1000 и МТР-500 повышенной безопасности. Реактор ТР-1000 является ЯЭУ с природным металлическим ураном, тяжелой водой в качестве замедлителя и углекислым газом в качестве теплоносителя. Реактор МТР-500 является ЯЭУ со слабообогащенным (1,3 %) двуоксидом урана и тяжелой водой в качестве замедлителя и теплоносителя. По своей конструкции ТР-1000 - канально-корпусной реактор, прототипом которого является реактор КС-150, эксплуатировавшийся в бывшей Чехословакии в течение 5 лет. Реактор МТР-500 будет использован главным образом как источник тепловой энергии для атомных станций теплоснабжения (АСТ).

Проектируемые реакторы В настоящее время функционирует Международный проект «Generation IV» в рамках программы «Ядерно-энергетические системы IV поколения» направленный на разработку реакторов IV поколения.

В России в Физико-энергетическом институте (г.Обнинск) разработана общая концепция ADS с двумя областями бланкета - внутренний бланкет с быстрым спектром нейтронов (F-бланкет) и внешний – с тепловым спектром нейтронов (T-бланкет).

Неводные теплоносители Одним из основных вредных факторов воздействие АЭС (как и обычных тепловых станций) на окружающую среду является тепловое загрязнение.

Естественная радиационная безопасность обеспечена: использованием высококипящего (Ткип=2024К), радиационно стойкого и слабо активируемого свинцового теплоносителя, химически пассивного при контакте с водой и воздухом, что позволяет осуществлять теплоотвод при низком давлении и исключает пожары, химические и тепловые взрывы при разгерметизации контура, течах парогенератора и любых перегревах теплоносителя


Тепловой реактор с внутренней безопасностью