Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-1200) | Строение атомных ядер Модели атомных ядер | Ядерные реакции |

Быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением

По своим физическим и техническим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности, далеко не полностью реализованный в их первом поколении.

Основные технические характеристики реактора.

Описание работы реактора Циркуляция СТ в реакторе обеспечивается 8 осевыми главными циркуляционными насосами.

Нейтронно-физические характеристики реактора Критерии физического проектирования активной зоны и методики расчетов .

Описание компоновки и состава активной зоны Активная зона реактора БРЕСТ-2400 собрана из бесчехловых ТВС, имеющих в сечении квадратную форму.

Методика физических расчетов. Нейтронно-физический расчет, связанный с выбором состава и геометрии активной зоны, определением интегральных нейтронных полей и полей энерговыделения, коэффициентов реактивности и др. проводился в програмном коде МСU.

Выборочные результаты расчета. В ходе расчета были получены следующие  основные результаты:Эффективный коэффициент размножения нейтронов, что заметно выше значений  для реактора БРЕСТ-ОД-300.

Краткое описание элементов, входящих в состав реактора Активная зона.

Блок ПГ-ГЦН предназначен для установки парогенератора, циркуляционного насоса, фильтров, массобменников, каналов нормального и аварийного расхолаживания, организации тракта циркуляции теплоносителя в реакторе.

Канал нормального и аварийного расхолаживания .

Парогенератор предназначен для выработки пара закритических параметров за счет тепла, переносимого теплоносителем из активной зоны реактора.

Материалы парогенератора:камеры питательной воды и перегретого пара, переходники между крышкой парогенератора и камерами – сталь 10Х9МФБ;

Главный циркуляционный насос (ГЦН) предназначен для создания необходимого уровня циркуляции теплоносителя в реакторе.

Перегрузка ТВС и элементов активной зоны Перегрузочный комплекс ПК-2000 предназначен для транспортировки ТВС, блоков свинцового отражателя и органов СУЗ (элементов активной зоны, далее ЭАЗ) из пенала передаточной тележки отделения переработки ТВС в активную зону реактора и обратно, а также для перестановки ЭАЗ в активной зоне реактора и во внутриреакторном хранилище.

Транспортирование ЭАЗ от РУ до переработки ТВС производится по специальному каналу тоннелю с помощью транспортера элементов активной зоны (ТЭАЗ).

Конструкция активной зоны и ее элементов. Состав активной зоны и ее окружения.

Тепловыделяющая сборка В АК3 реактора БРЕСТ-2400 применены ТВС квадратной формысечения с возможностью размещения 17 твэлов с шагом 13.6 мм вдоль

Концептуальный проект быстрого реактора со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-300) естественной безопасности

Отчет “Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-1200) мощностью 1200 МВт (эл) для крупномасштабной ядерной энергетики.

В данном документе представлены основные технические характеристики РУ, приведено описание конструкции реактора , обоснование принятых принципиальных конструктивных решений, представлены результаты расчетов, подтверждающих работоспособность и надежность РУ.

Обоснование концепции

Рост мировых потребностей в топливе и энергии при ресурсных и экологических ограничениях традиционной энергетики делает актуальной своевременную подготовку новой энергетической технологии, способной взять на себя существенную часть прироста энергетических нужд, стабилизируя при этом потребление органического топлива. Из множества изучаемых сегодня энергетических технологий ядерная энергетика деления - единственно реалистический способ остановить рост добычи и сжигания обычных топлив.

Анализ современного состояния атомной энергетики позволяет сделать следующие выводы:

эксплуатационная безопасность современной атомной энергетики является приемлемой для существующих масштабов её использования при условии постепенного замещения действующих энергоблоков на реакторы третьего поколения;

ресурсы природного рентабельно извлекаемого из недр урана ограничены. При доминирующей сегодня практике «сжигания» урана в тепловых реакторах эти ресурсы будут исчерпаны уже в наступающем веке как в России, так и в мире в целом. Переработка отработанного топлива при рецикле Pu (МОХ- топливо) в тепловых реакторах может лишь ненамного продлить эти сроки, увеличивая затраты и снижая возможность последующего развития атомной энергетики на быстрых реакторах;

решение проблемы радиоактивных отходов отсрочивается за счёт расширения хранилищ облучённого ЯТ, что не освобождает от необходимости накопления средств для переработки ЯТ и захоронения отходов атомной энергетики в будущем;

конкурентоспособность атомной энергетики под бременем растущих расходов на наращивание систем безопасности имеет устойчивую тенденцию к снижению.

 Сейчас ядерная энергетика основывается на легководных, графитовых и тяжеловодных реакторах, выбранных ранее в качестве наиболее простых и освоенных в военной ядерной технике. Но в дальнейшем их усложнение и удорожание сузило область их использования, особенно в развивающихся странах, на которые приходится основной прирост потребления энергии.

Стратегической целью является овладение на основе ядерного бридинга. неисчерпаемыми ресурсами дешёвого топлива - урана и, возможно, тория. По мере накопления тепловыми реакторами плутония для запуска и освоения быстрых реакторов может быть развита атомная энергетика большого масштаба, постепенно замещающая традиционную и не имеющая в дальнейшем ограничений со стороны ресурсов дешёвого топлива, поскольку для реакторов с КВ³1, полностью использующих природный уран или торий, последние проекты АЭС с быстрыми и тепловыми реакторами указывают на значительное снижение разницы в их стоимости уже для быстрых реакторов традиционного типа. Разработка быстрых реакторов на основе принципа естественной безопасности позволяет рассчитывать на то, что капитальные затраты в АЭС с быстрыми реакторами нового поколения будут не выше, чем в современных АЭС с ЛВР.

Задачи атомной энергетики большого масштаба решаются быстрыми реакторами с КВ³1. В складывающихся в энергетике условиях нет необходимости в больших КВ, высокой энергонапряжённости и коротких временах удвоения плутония. Достаточны КВ»1 и умеренная энергонапряжённость, так что разработка быстрых реакторов может быть сосредоточена на проблемах экономики и безопасности.

Безопасность должна достигаться не столько за счёт наращивания систем безопасности и требований для уменьшения вероятности тяжелых аварий, сколько за счёт физических и химических свойств и закономерностей, присущих цепной реакции, топливу, теплоносителю, и позволяющих исключить возникновение или развитие аварий с катастрофическими последствиями .


Атомная энергетика