Математика Электротехника Лабораторные по электронике Строительная механика Машиностроительное черчение Атомная энергетика Ядерные реакторы История искусства На главную

Безопасный быстрый реактор РБЕЦ

Поиск безопасного и экономичного быстрого реактора-бридера – одна из важнейших задач при разработке и оптимизации структуры будущей крупномасштабной ядерной энергетики.

В качестве шага к повышению безопасности быстрого реактора, Курчатовский институт разработал концепцию активной зоны для быстрого натриевого реактора с расширенным воспроизводством ядерного топлива и с рядом модификаций, включая: широкую решетку твэл; тепловыделяющие сборки (ТВС) без чехла; низкое гидравлическое сопротивление активной зоны; низкий подогрев теплоносителя (100-150°С); гетерогенную компоновку U-Pu активной зоны с коэффициентом воспроизводства (КВА) близким к 1 и др. ТВС с внутрикассетной гетерогенностью, сохраняет мощность по кампании за счет перераспределения энерговыделения от топливных элементов к воспроизводящим элементам. Проект обещает лучшие параметры нейтронного баланса и безопасности по сравнению с традиционными быстрыми натриевыми реакторами.

Известные недостатки натрия стимулировали поиск новых теплоносителей, которые позволили бы в большей степени реализовать позитивные качества быстрых реакторов-размножителей, а также приблизить их размещение к потребителю для использования не только электричества, но и тепла, производимого АЭС. Был выбран свинцово-висмутовый теплоноситель. Основными проблемами, требующими решения для реактора с Pb-Bi теплоносителем, являются высокая коррозионная и эрозионная активность теплоносителей на основе свинца по отношению к конструкционным материалам, а также высокий удельный вес, затрудняющий надежное дистанционирование твэл, обеспечение сейсмической устойчивости АЭС и ограничивающий скорость теплоносителя. Для практического решения проблемы коррозии выбран способ управления содержанием кислорода в теплоносителе для создания на поверхности конструкционных материалов защитного оксидного слоя Fe3O4. Концентрация кислорода в теплоносителе должна поддерживаться в довольно узком интервале для того, чтобы одновременно не допустить диссоциации защитной окисной пленки на оболочках твэл и предотвратить блокировку холодных каналов выпадающими в осадок окислами.

Большое отношение шага решетки к диаметру твэл обеспечивает большую площадь проходного сечения для потока теплоносителя и малое гидравлическое сопротивление активной зоны.

Топливная таблетка с центральным отверстием диаметром 1,2 мм и с внешним диаметром 7,9 мм состоит из смешанного уран-плутониевого окисного топлива с плотностью 9,03 г/см3

«Вечный» реактор В США спроектирован ядерный реактор, не требующий остановок для перезарядки топлива. Топливо в таком реакторе выполнено в виде бильярдных шаров, циркулирующих через установку.

Дисковый реактор Конструкция импульсного реактора на быстрых нейтронах состоит из подвижной и неподвижной частей. При их соединении на короткое время возникает слабая надкритичность и развивается в дозированном количестве цепная реакция.

Смешение зон дает следующие преимущества: Организация замкнутого цикла внутри реактора, без обращения к заводам для его переработки.

Однако переменность мощности реактора, а также темп энерговыделения могут оказаться технически неприемлемыми

Реактор, устойчивый к нарушению теплосъема Возможность инцидентов аварийного типа связано не только с неконтролируемым развитием цепной ядерной реакции, но и с нарушениями теплосъема, приводящими к быстрому перегреву реактора

Тепловой реактор с внутренней безопасностью Наилучший ядерный цикл осуществляется в реакторах на быстрых нейтронах. Обращение к тепловым реакторам оправдано их хорошей освоенностью. Из всех известных тепловых реакторов лучшим нейтронным балансом обладает тяжеловодный (D2O) реактор типа канадского «Саndu», использующий в качестве топлива природный (необогащенный) уран

Комбинированный двухкаскадный реактор (реактор в реакторе) состоит из внутренней центральной части, представляющей собой быстрый, но маломощный критический реактор, и окружающей его внешней оболочки (бланкета), представляющей собой внешний подкритический реактор (в качестве замедлителя используется тяжелая вода).

Гибридный реактор. Развитие идеи комбинированного реактора привело к созданию концепции гибридного реактора, сочетающего источник нейтронов и подкритический реактор. Источником нейтронов может быть смесь альфа-излучателя с беррилием, ускоритель (протонов, дейтронов, электронов и т.п.), плазменная или термоядерная установка.

Тепловой реактор и термояд Источником нейтронов может быть установка, в которой протекает реакция термоядерного синтеза. Целесообразность использования термоядерной энергии определяется величиной коэффициента усиления, т.е. отношением выделившейся энергии к энергии, затраченной на возбуждение термоядерной реакции.

  Погружающийся реактор Автоматический режим поддержания критического состояния создает предпосылки для экзотических проектов. Поскольку уран – металл тяжелый, нетрудно вообразить себе реактор с удельным весом, превышающим средний удельный вес пород у поверхности Земли.

Минимизация запаса реактивности на выгорание в течение всей кампании была выбрана как одна из принципиальных характеристик перспективных быстрых реакторов, которая значительно повышает безопасность реактора. Выгорание и воспроизводство топлива в активной зоне сбалансировано, т.е. коэффициент воспроизводства в активной зоне (КВА) близок к 1 и, таким образом, минимизируется положительная реактивность, которая может быть несанкционированно введена в активную зону. Малый запас реактивности на выгорание топлива позволяет минимизировать вес системы управления реактивностью и, таким образом, выровнять поля энерговыделения и температуры в активной зоне по кампании по сравнению с традиционным натриевым реактором.

Снижение удельной энергонапряженности активной зоны – другая важная черта перспективных быстрых реакторов, которая вытекает из отказа от требования минимизации времени удвоения плутония в быстрых реакторах. Удельная энергонапряженность активной зоны перспективных быстрого реактора с тяжелометаллическим теплоносителем выбирается значительно ниже по сравнению с традиционными натриевыми реакторами. Уменьшение энергии, запасенной в топливе, приводит к повышению безопасности, позволяющему значительно понизить максимальные температуры топлива и оболочки в нормальных и аварийных режимах. Данная модификация позволяет улучшить параметры эксплуатации и безопасности путем увеличения отношения шага решетки к диаметру твэлов без ухудшения характеристик воспроизводства по отношению к традиционным натриевым реактором. Например, переход в РБЕЦ на более широкую решетку по сравнению с традиционной тесной решеткой натриевого реактора улучшил пустотный, плотностной, температурный и мощностной эффект реактивности, уменьшила запасенную в топливе энергию и понизило температуру в активной зоне, уменьшил подогрев теплоносителя в активной зоне, привел к более равномерному распределению нейтронного потока и поля температур с активной зоне, увеличил естественную циркуляцию и т.д. Коррозионностойкая хромо-кремниевая сталь ферритно-мартенситного класса для топливных оболочек в комбинации с системой контроля и поддержания концентрации кислорода в теплоносителе первого контура принята в реакторе с тяжелометаллическим теплоносителем в качестве основного решения проблемы коррозии.

Атомная энергетика


На главную