Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа Реакторы на быстрых нейтронах Промышленные реакторы Проектируемые реакторы Гибридный реактор Реакторы средней мощности

Проектируемые реакторы

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

Настоящий этап развития ядерной энергетики характеризуется приоритетной задачей повышения безопасности действующих АЭС и создания реакторов повышенной безопасности для АЭС 4-го поколения. Перспектива развития ядерной энергетики однозначно определяется возможностью гарантированной безопасности населения и окружающей среды. Высокий уровень безопасности достигается за счет совершенствования активных, введения пассивных защитных и локализующих систем, а также последовательной реализации концепции внутренне присущей безопасности. Создание реакторов нового поколения, обладающих свойством самозащищенности, позволяет обеспечить устойчивость к отказам оборудования и ошибкам персонала, ограничить радиационные последствия самых тяжелых аварий, исключить необходимость эвакуации населения. Значительное упрощение систем за счет использования пассивных систем безопасности, применение экономических топливных циклов и высокие ресурсные характеристики оборудования дают возможность улучшить экономические показатели АЭС с реакторами повышенной безопасности.

Разработка водо-водяного реактора на ториевом топливе (ВВЭР-Т) – ближайший шаг по реализации вовлечения тория в ядерную энергетику Значительное место занимают эксперименты по отработке ключевых положений конструкции и технологии ТВС ВВЭР-Т. Э

3.1 Докритический реактор (Бустер).

В настоящее время серьезное внимание уделяется разработке методов производства ядерной энергии на установках с повышенными свойствами безопасности работающих в подкритическом режиме, и предназначенные для уничтожения отходов ядерной энергетики, а также избытков накопленных ядерных материалов. К таким установкам относятся так называемые электроядерные системы (Accelerator-Driven Systems – ADS) – подкритические системы с внешними источниками нейтронов. Назначение ADS - утилизация отработавшего топлива или оружейного плутония, уничтожение трансурановых элементов и некоторых продуктов деления, уменьшение количеств радиоактивных отходов перед их окончательным захоронением в геологических формациях. Понятие приемлемого риска Эта глава в отличие от четырех предыдущих не основывается на материалах докладов НКДАР ООН, поскольку обращается к теме, которая никогда не рассматривалась в этих докладах

Частным случаем такого импульсного реактора является бустер. Бустеры — подкритические реакторы (коэффициент размножения нейтронов k <1), в которых импульс мощности инициируется начальным импульсом нейтронов от внешнего источника, размножение нейтронов в активной зоне гасится при затуханий цепной реакции деления после выключения источника.

Длительность нейтронного импульса в бустере больше длительности внешнего источника на величину порядка t/(1—k)} где t — время жизни мгновенных нейтронов, k — эффективный коэффициент размножения. Количество нейтронов, генерированное в импульсе в 1/(1—k) раз, превышает число нейтронов источника. В качестве внешнего источника используют фотонейтроны из мишеней импульсных сильноточных ускорителей электронов с энергией 30— 100 МэВ (на 100 электронов в мишени рождается приблизительно 1 нейтрон). Более эффективны протоны с энергией ~1 ГэВ. В бустерах удаётся получить наиб, короткие импульсы (~1 мкс), однако при более низкой мощности.

В США проектируется ADS c бланкетом на быстрых нейтронах, в котором расплавленная эвтектика свинец-висмут служит мишенным материалом, и одновременно выполняет роль теплоносителя. В Японии предлагается конструкция бланекта на быстрых нейтронах с вольфрамовой мишенью и натриевым теплоносителем. Широко известен проект Rubbia c бланкетом на быстрых нейтронах, охлаждаемым свинцом-висмутом, с использованием топлива на основе ториевого цикла.

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 Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов


На главную