Типы реакторов. Белорусская АЭС

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.

ОЯТ

Свойства ОЯТ определяются: Мощностью и типом реактора, Глубиной выгорания топлива в реакторе, Кампанией реактора, Коэффициентом воспроизводства вторичных делящихся материалов,Временем выдержки топлива после выгрузки из реактора.

Характеристики ОЯТ:

Реактор не может работать на одной загрузке до полного выгорания топлива. После определенного периода времени, называемого кампанией реактора первоначально загруженное ЯТ выгружают из реактора и заменяют свежим.

Кампания реактора зависит от конструкции реактора и от вида ЯТ. В современных энергетических реакторах на тепловых нейтронах - 2-4 года, в реакторах на быстрых нейтронах - менее года.

КПД современных энергетических реакторов составляет примерно 30%. Это означает, что для обеспечения электрической мощности 1000 МВт необходим реактор с тепловой мощностью 3300 МВт

Коэффициент воспроизводства - отношение числа образовавшихся делящихся ядер к числу выгоревших из первоначально загруженного топлива.

КВ > 1: в реакторе осуществляется расширенное воспроизводство топлива. Реакторы-размножители.

Наибольший коэффициент воспроизводства имеют реакторы на быстрых нейтронах (КВ=1,4).

Из реакторов на тепловых нейтронах, наибольший КВ имеют тяжеловодные реакторы, а также газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (0,7-0,8).

Легководные водо-водяные реакторы имеют наименьший КВ (0,5-0,6).

Временное хранение ОЯТ

Операция, обязательная для всех АЭС, которой завершается топливный цикл реактора.

Отработавшее топливо извлекается из реактора, помещается в водный бассейн. Вода служит экраном для излучения и охладителем.

Стены и дно бассейна покрыты двойной металлической облицовкой из углеродистой и нержавеющей стали.

В качестве альтернативы: часть отработавшего топлива хранится на поверхности земли в бетонных или стальных контейнерах («сухие контейнеры»).

Хранение в бассейне выдержки на АЭС в течение 5-10 лет для снижения тепловыделения и распада короткоживущих радионуклидов.

В 1 кг ОЯТ АЭС в первый день после его выгрузки из реактора содержится от 26 до 180 тыс. Ки радиоактивности.

Через год активность 1 кг ОЯТ снижается до 1 тыс. Ки.

Через 30 лет —до 0,26 тыс. Ки.

Активность уменьшается до норм, определяющих безопасность транспортировки ОЯТ по железной дороге, его извлекают из хранилища при АЭС и перемещают либо в долговременное хранилище, либо на завод по переработке и утилизации топлива.

78-80 Ряды ²³²Th, ²³⁵U, ²³⁸U

Не имеет смысла, ибо элементарно.

Дата добавления: 2015-09-05