Канальный кипящий графитовый реактор, РБМК Реакторы водо-водяного типа Реакторы третьего поколения ВВЭР-1500 Реакторы на быстрых нейтронах Реактор БОР-60 реактор МКЭР-800 Реактор БРЕСТ реактор РБЕЦ

Атомная энергетика. Типы ядерных реакторов

В России в Физико-энергетическом институте (г.Обнинск) разработана общая концепция ADS с двумя областями бланкета - внутренний бланкет с быстрым спектром нейтронов (F-бланкет) и внешний – с тепловым спектром нейтронов (T-бланкет). Стальная стенка F- бланкета из нержавеющей стали и внутренняя стенка T-бланкета создают отражатель быстрых нейтронов для F-бланкета и структурную компоненту (вместе с внутренним тяжеловодным отражателем), обеспечивающую одностороннюю нейтронную связь. Из-за присутствия быстро-нейтронной размножающей части бланкета, полная система может работать при низком уровне подкритичности (1-K) (коэффициент умножения K около 0.99) что приводит к низким значениям тока протонного пучка при условиях безопасности, соответствующих намного более высокой подкритичности основной, тепловой части бланкета (K≈0.95). Предварительные оценки показали, что система высотой 0.8-1.0 м. и диаметром 1-1.5 м. с быстрой частью бланкета, имеющего массу тяжелых нуклидов 0.7-1.0 тонн (обогащение 20-30 %) и тепловая часть бланкета, имеющего массу тяжелых нуклидов около 2 тонн (обогащение 2-8 %) может использоваться для моделирования 2-секционных подкритических систем, питаемых внешними источниками. Внешний источник нейтронов - электронный ускоритель Микротрон.

Данная ADS с низкой мощностью ускорителя при хороших условиях безопасности отвечает требованиям подавления нежелательных реакций системы на эффекты реактивности. ADS с быстрой и тепловой частями бланкета отвечают многим задачам обращения с радиоактивными отходами, включая использование Pu, его преобразование в 233U в Pu-Th топливном цикле, уничтожение основных опасных продуктов деления (как например 99Tc, 129I). Предполагается создание пилотной AD установки с током ускорителя 1-5 мА, тепловой мощностью бланкета 50 – 100 МВт. Описанные тепловые схемы являются в значительной мере типовыми и незначительно меняются с ростом единичной мощности и начальных параметров пара. Деаэратор и питательный насос делят схему регенеративного подогрева на группы ПВД (подогреватель высокого давления) и ПНД (подогреватель низкого давления). Группа ПВД состоит, как правило, из двух-трех подогревателей с каскадным сливом дренажей вплоть до деаэратора. Деаэратор питается паром того же отбора, что и предвключенный ПВД.

Как уже упоминалось, основная идея электроядерной энергетики заключается в комбинации подкритического (неспособного самостоятельно поддерживать цепную реакцию) ядерного реактора с ускорителем частиц. Топливом может быть уран, но по некоторым важным причинам сейчас в основном рассматривается торий. Пучок частиц будет расщеплять ядра тория, рождать нарастающую лавину вторичных частиц, которые в свою очередь будут бомбардировать ядра тория. Выделяющейся при этом энергии вполне хватит на компенсацию энергозатрат ускорителя, «сжигания» осколков деления ядер и образование «излишка», который пойдет на производство электроэнергии.

Чрезвычайно важная особенность такого реактора в том, что достаточно выключить электропитание ускорителя, и реактор сразу «затухнет». Трагедии типа чернобыльской, когда реактор сам может пойти «в разнос», здесь произойти не может. Не менее важно, что в реакторе на ториевом топливе практически не образуется плутония, который используется для создания атомных бомб. С точки зрения нераспространения ядерного оружия такие реакторы выглядят весьма привлекательно.

В настоящее время ГНЦ РФ Научно-исследовательский институт атомных реакторов в г. Димитровграде совместно с бельгийским ядерным центром SCK CEN в рамках проекта МИРРА разрабатывает многоцелевой исследовательский ядерный реактор нового типа Его принципиальная особенность заключается в том, что быстрое выключение пучка элементарных частиц - протонов, мгновенно прерывает цепную реакцию, делая невозможным возникновение в реакторе ядерных аварий. Реактор МИРРА должен решить актуальную проблему современной атомной энергетики - проблему уничтожения радиоактивных отходов, в которых присутствуют высокоактивные долгоживущие изотопы, образующиеся в результате работы ядерного реактора.


Атомная энергетика