Рубрикатор
 
Города
Области
Документы
Статьи
О сайте
Почтовые индексы
Контакты

 
 

Реакторы на быстрых нейтронах

Известно, что атомная энергетика, основанная на «тепловых» ядерных реакторах, используемых на ныне действующих и строящихся АЭС, неизбежно столкнется в обозримом будущем с ресурсными ограничениями по причине низкой эффективности использования природного урана. Поэтому долговременная стратегия развития атомной энергетики предполагает достаточно широкое использование ядерных реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством вторичного ядерного топлива – плутония и замкнутым топливным циклом.В настоящее время в мире имеется практический опыт по созданию «быстрых» реакторов только с натриевым теплоносителем. Наилучшие результаты по реакторам этого типа достигнуты в нашей стране. Единственный действующий сейчас в мире энергетический «быстрый» реактор – это российский БН-600, работающий с 1980г. в составе 3-го энергоблока Белоярской АЭС мощностью 600 МВт(эл). По уровню эксплуатационной надежности он не уступает освоенным энергетическим реакторам других типов, а по безопасности превосходит их. На этом реакторе надежно решены вопросы пожарной безопасности натриевых систем, отработаны технологии ремонта и замены натриевого оборудования, включая крупногабаритное. Ведутся работы по продлению срока службы реактора до 45 лет и увеличению выгорания топлива свыше достигнутого 70 МВт·сут./кг. Проводимые в настоящее время исследования с целью решения этих задач имеют большое значение для обоснования конкурентоспособности перспективных реакторов этого типа.Следующим этапом в развитии технологии реакторов на быстрых нейтронах является создание реактора БН-800, строительство которого ведется в настоящее время в составе 4-го энергоблока Белоярской АЭС мощностью 880 МВт(эл). Реактор имеет высокий уровень референтности так как разработан на основе научно-технических решений, проверенных в процессе эксплуатации реактора БН-600. Введенные в проект усовершенствования обеспечивают существенное повышение уровня безопасности и экономичности энергоблока. В частности, проектом предусмотрен ряд инновационных решений по пассивным системам аварийной защиты и расхолаживания РУ, а также по локализации и охлаждению кориума внутри корпуса реактора в случае гипотетической аварии с расплавлением активной зоны.В отличие от своего прототипа реактор БН-800 запроектирован для работы на уран-плутониевом топливе. Это позволит решать на нем такие принципиальные для инновационной атомной энергетики задачи, как: технологическое освоение замкнутого топливного цикла с переработкой отработавшего топлива и рециклом актинидов; освоение высокоплотного уран-плутониевого топлива с целью повышения коэффициента воспроизводства ядерного топлива в перспективных быстрых реакторах; натурные испытания компонентов перспективных БН и т.д. Важно, что этот инновационный по сути реактор целиком создается силами российской промышленности.
См. тематику АЭС России

 

 Copyright © ProTown.ru 2008-2015
 При перепечатке ссылка на сайт обязательна. Связь с администрацией сайта.