Реактор – это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов.
Реакторы с водой под давлением:
Реакторы водо-водяного типа с обычной («легкой») водой под давлением нашли широкое развитие в России (ВВЭР). Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR.
Преимущества: дешевизна теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана.
Кипящий ядерный реактор:
Вода (теплоноситель) доводится до кипения в активной зоне, а образующийся пар направляется непосредственно на турбину (одноконтурная схема). Топливо - UO2, обогащенный до 2.6% 235U.
Реакторы на быстрых нейтронах:
Теплоноситель - расплавы металлов или солей.
Наибольшее распространение – натрий, свинец, свинец/висмут.
В быстрых реакторах замедлитель отсутствует.
Преимущества:
Возможность вовлечения в энергетику делящегося урана-238 – основного изотопа в природном уране.
Высокопоточный реактор на быстрых нейтронах позволяет нарабатывать Pu-239 – ценное топливо для реакторов.
Большая степень выгорания топлива (т.е.больший срок кампании).
Недостатки:
Невозможность использования простейшего теплоносителя – воды.
Конструкционная сложность.
Высокие капитальные затраты.
Реакторы на тяжелой воде:
39 реакторов данного типа в 7 странах мира.
Канадский реактор CANDU, топливо - природный уран, охлаждение - за счет тяжелой воды. Недостаток - в активной зоне присутствует слишком много урана, что приводит к нестабильности активной зоны.
После 20-тилетней эксплуатации необходимо производить дорогостоящие ремонтные работы. В конце 90-х годов ХХ века эксплуатация 9 реакторов CANDU была либо приостановлена, либо заморожена.
Белорусская АЭС
АЭС-2006 — типовой проект российской атомной станции нового поколения «3+» с улучшенными технико-экономическими показателями
Реактор — ВВЭР-1200 с электрической мощностью не менее 1150—1200 МВт.
Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) — 92 %.
Длительность периода между перегрузками топлива — до 24 месяцев.
Река Вилия будет главным источником обеспечения электростанции водой.
Использование дополнительных пассивных систем безопасности в сочетании с активными традиционными системами.
Защита от землетрясения, цунами, урагана, падения самолета.
Двойная защитная оболочка реакторного зала.
«Ловушка» расплава активной зоны, расположенная под корпусом реактора.
Пассивная система отвода остаточного тепла.
Увеличение срока службы энергоблока до 60 лет.
Увеличение срока службы ядерного реактора за счёт ужесточения требований к химическому составу стали с целью понижения критической температуры охрупчивания.
Увеличен диаметра корпуса реактора и количество комплектов образцов-свидетелей, отслеживающих текущее состояние и определяющих прогнозную оценку изменений свойств металла корпуса.
Дата добавления: 2015-07-08; просмотров: 483 | Нарушение авторских прав
| <== предыдущая страница | | | следующая страница ==> |
| Питание продуцентов | | | Переработка урановой руды в ЯТ |