Ядерные реакторы
Информация - Физика
Другие материалы по предмету Физика
от друга. Недостатки Наличие положительного парового коэффициента реактивности (при увеличении парообразования в каналах реактор разгоняется), что в определённых ситуациях может привести к неконтролируемому росту мощности; недостаточная быстрота действия систем аварийной защиты; принципиально неверная конструкция стержней управления и защиты (СУЗ)- надёжность аварийной защиты частично зависела от правильности действий операторов. Указанные причины, в совокупности с отсутствием необходимой информации о недостатках реактора у оперативного персонала, повлекли за собой аварию на Чернобыльской АЭС. За прошедшие с аварии годы, конструкция всех реакторов РБМК была подвергнута усовершенствованиям, изменены режимы их эксплуатации, что позволило полностью устранить вышеуказанные недостатки. Для устранения положительного парового коэффициента реактивности в активную зону были установлены дополнительные поглотители и был осуществлён переход на использование более обогащённого урана (2,4 %). Была также изменена конструкция стержней аварийной защиты и внедрена дополнительная система быстродействующей аварийной защиты.
По состоянию на 2010 год эксплуатируется 11 энергоблоков с РБМК на трёх АЭС: по политическим причинам (в соответствии с обязательствами Литвы перед Евросоюзом) остановлено два энергоблока на Игналинской АЭС, три энергоблока после аварии на Чернобыльской АЭС (ещё один прекратил существование в результате аварии). Ведётся строительство РБМК третьей очереди на пятом энергоблоке Курской АЭС
Реакторы на быстрых нейтронах (быстрые реакторы) разрабатываются с 1949 г. Пущенный в ФЭИ в 1955 г. реактор нулевой мощности БР-1 позволил экспериментально подтвердить возможность расширенного воспроизводства плутония. В настоящее время этот реактор является аттестованным источником нейтронов для калибровки детекторов, образцов, измерительных устройств. На реакторе БР-5, работающем с 1959 г. получены первые принципиальные данные по физике, технологии радиоактивного натрия, работоспособности твэлов и др., необходимые для разработки энергетических быстрых реакторов с натриевым охлаждением. С 1973 г. после модернизации мощность реактора увеличена до 8 МВт и он получил название БР-10. В течение 30 лет он использовался для изучения работоспособности топлива, исследований материалов, получения изотопов для биологических и медицинских целей, на нем проверяются и отрабатываются технические решения, направленные на повышение безопасности энергетических реакторов. Опыт работы этого реактора, стендов и установок ФЭИ был положен в основу проектов более мощного экспериментального реактора БОР-60 и энергетических реакторов БН-350, БН-600, БН-800.
Реактор БОР-60 (г. Димитровград, 1969) используется для ресурсных испытаний топлива, тепловыделяющих сборок и новых активных зон, для испытаний моделей парогенераторов, для освоения новых технологий.
Реактор БН-350 (г. Актау, 1972) - первый энергетический быстрый реактор, важный энергоисточник Восточного Казахстана, дал большой опыт промышленного масштаба и, что не менее важно, явился экспериментальной базой для крупномасштабного освоения технологии натрия, физических исследований и испытаний топливных сборок, других элементов активной зоны, оборудования. Реактор БН-600 (п. Заречный, 1980) - энергетический реактор, работающий в энергосистеме Среднего Урала в качестве III блока Белоярской АЭС. Реактор имеет прогрессивную, с точки зрения безопасности, интегральную компоновку, высокую надежность, хорошие энергетические параметры, практически не влияет на окружающую среду. Опыт БН-600 привлекает к себе внимание специалистов всех стран, развивающих программы быстрых реакторов. Дальнейшая работа по быстрым реакторам связана с проектированием новых энергоблоков повышенной безопасности с улучшенными экономическими показателями. Большое значение для практического комплексного освоения быстрых реакторов и топливного цикла имеет реализация проекта БН-800. Энергоблоки мощностью 800 МВт с реакторами на быстрых нейтронах, являются по существу модифицированной и улучшенной версией БН-600. Энергоблоки с реактором на быстрых нейтронах мощностью 800 МВт будут сооружаться на Белоярской АЭС и на других АЭС, что позволит в значительной степени улучшить обеспечение энергетики ядерным топливом. Крупномасштабный ввод быстрых реакторов позволит сократить максимальный уровень ежегодного потребления природного урана в несколько раз. Повышение мощности блока с 600 до 800 МВт достигнуто в пределах габаритов реактора-предшественника. В качестве основы принята традиционная гомогенная зона со смешанным окисным уран-плутониевым топливом. В нашей стране это первый опыт промышленного использования смешанного окисного топлива в энергетическом реакторе. Для изготовления топлива будет использован плутоний любого изотопного состава, выработанный в тепловых реакторах, а затем - и в быстрых реакторах. Повышение мощности с 600 до 800 МВт потребовало увеличения объема активной зоны и числа тепловыделяющих сборок.
Основные параметры энергоблока БН-800Тепловая мощность, МВт2100Электрическая мощность, МВт800Температура натрия, С: первого контура второго контура 547/354 505/310Расход теплоносителя по первому и второму контурам, т/ч3000
Увеличение масштабов строительства АЭС привело к дальнейшему ужесточению требований обеспечения безопасности; оно коснулось и АЭС с реакторами на быстрых нейтронаха). В проекте БН-800 предусмотрен резервный щит управления (РЩ?/p>