Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа

Современные ядерные реакторы России

Типы ядерных реакций Установлено, что реакции, вызываемые не очень быстрыми частицами, протекают в два этапа. Первый этап - это захват налетающей частицы а ядром X с образованием составного (или промежуточного) ядра. При этом энергия частицы а быстро перераспределяется между всеми нуклонами ядра, и составное ядро оказывается в возбужденном состоянии

Реакторы на быстрых нейтронах

В США венгерским ученым Л.Сцилардом в январе 1943 была высказана идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего. Первый промышленный бридер — экспериментальный реактор 1 (тепловая мощность 0,2 МВт) был введен в действие 20.12.1951 в ядерном центре в Айдахо, США. С 1949 в СССР под руководством А.И.Лейпунского велась многоплановая исследовательская работа по созданию реакторов на быстрых нейтронах. Быстый реактор введен в эксплуатацию в г.Обнинске в 1955. На данный момент в России эксплуатируются ядерные исследовательские установки (бридеры) расположенные в ФЭИ г.Обнинске (БР-5 мощностью 5 МВт построен в 1957, БР-10 - в 1959, реконструирован в 1982) и в НИИАРе г. Димитровград (БОР-60 запущен в эксплуатацию в 1968) Затем были введены в эксплуатацию и промышленные энергетические реакторы БН-350 и БН-600. В 1956 г. консорциум компаний США приступил к сооружению 65 МВт демонстрационного реактора-бридера «Ферми-1» (г.Детройт). Интерес промышленности США к бридерам упал, после того как в 1966 г. вскоре после пуска реактора «Ферми-1» на нем из-за блокады в натриевом контуре произошла авария с расплавлением активной зоны. Этот бридер был демонтирован. Германия первый бридер построила в 1974 и закрыла в 1994. Реактор большей мощности SNR-2, строительство которого началась еще в начале 70-х ХХ века, так и не был введен в эксплуатацию после завершения строительства в конце 90-х. Во Франции в 1973 введен в эксплуатацию первый бридер «ФЕНИКС», а в 1985 г. — полномасштабная АЭС с реактором на быстрых нейтронах «СУПЕРФЕНИКС» (Самый мощный реактор в мире на быстрых нейтронах, мощность 1200 МВт), работавший на плутониевом топливе. Он остановлен в 1996 г. Япония в 1977 закончила строительство опытного бридера «Дзёё». Большой демонстрационный реактор на быстрых нейтронах «Мондзю», введенный в эксплуатацию в 1994, в декабре 1995 закрыт после пожара из-за утечки теплоносителя натрия и откроется ли опять неизвестно. В СССР первый промышленный бридер БН-350 был построен на берегу Каспийского моря для снабжения энергией установки опреснения воды. В 2000 реактор остановлен, в настоящее время демонтирован. В России единственный энергетический реактор на быстрых нейтронах работает на Белоярской АЭС — БН-600 (ОК-505). Его строительство было начато в 1966, введен в эксплуатацию в 8.04.1980, а вывод из эксплуатации намечен после 2010. Строится реактор БН-800 (на нитридном топливе), спроектирован реактор, БРЕСТ-1200. Новые типы реакторов, вероятно, будут работать на смешанном уран-плутониевом топливе, способствуя утилизации оружейного плутония. Как и любая энергетическая система, АЭС выделят в окружающую среду вредные вещества, в том числе - радиоактивные. Сбросы бывают двух типов - жидкие и газообразные.

Источники газообразных радионуклидов Хотя принцип работы всех реакторов, где используется реакция деления, одинаков, их технологические схемы и оборудование в зависимости от типа реактора и применяемого теплоносителя различны.

Внедрение реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторов-размножителей или реакторов-бридеров) в энергетику могло бы шестидесятикратно (и более) увеличить эффективность использования урана. Этот тип реакторов может работать на плутониевом топливе, произведенном в обычных реакторах, и эксплуатироваться в замкнутом цикле с собственным заводом по переработке отходов. Каждый такой реактор, загруженный  первоначально естественным ураном, очень быстро достигает стадии, когда каждая тонна руды выдает в 60 раз больше энергии, чем в обычном реакторе.

В США венгерским ученым Л.Сцилардом в январе 1943 была высказана идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего. Первый промышленный бридер — экспериментальный реактор (тепловая мощность 0,2 МВт) был введен в действие 20.12.1951 в ядерном центре в Айдахо, США. Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнен многими неотработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешенными вопросами оптимальной организации ядерного топливного цикла, который должен базироваться на плутонии и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива). Ядерный реактор БН-600 выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (бланкетом), заполненными воспроизводящим материалом — обедненным ураном, содержащим 99,7 - 99,8 % 238U

Таблица 2

Приборы контроля и ключи управления тренажером

Ном.

1.

Табло быстрой аварийной защиты (БАЗ)

2.

Тепловая мощность (%) (и индикация причины срабатывания АЗ)

3.

Период (сек) (и индикация причины срабатывания АЗ)

4

Сильсин (индикатор) положения стержней АЗ

5

Сильсин (индикатор) положения стержней АР/РР

6

Сильсин (индикатор) положения КО( компенсирующий пакет)

7

Задатчик автоматического регулятора мощности (АРМ)

8

Задатчик температуры входного теплоносителя

9

Задатчик мощности источника (логарифм)

10

Задатчик расхода теплоносителя

11

Гальванометр нейтронной мощности (мантисса)

12

Декада или десятичный порядок нейтронной мощности

13

Уставка БАЗ по мощности

14

Картограмма загрузки ТВС (кроме мест АЗ,АР,КП)

15

Включение уставки защиты по периоду

16

Индикация движения ТВС (при загрузке)


 

12

13

14

15

16

Рис.2. Общий вид панели управления тренажером БН.

В теории атомного ядра важную роль играют модели, достаточно хорошо описывающие определенную совокупность ядерных свойств и допускающие сравнительно простую математическую трактовку. При этом каждая модель обладает, естественно, ограниченными возможностями и не претендует на полное описание ядра. Ограничимся кратким рассмотрением двух моделей ядра: капельной и оболочечной. Капельная модель. В ней атомное ядро рассматривается как капля заряженной несжимаемой жидкости с очень высокой плотностью (~1014 г/см3). Капельная модель позволила вывести полуэмпирическую формулу для энергии связи ядра и помогла объяснить ряд других явлений, в частности процесс деления тяжелых ядер.
Реакторы третьего поколения ВВЭР-1500