Исследовательские ядерные реакторы Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа Реакторы на быстрых нейтронах Промышленные реакторы Легководные реакторы ВВЭР-1500 Гибридный реактор Малые реакторы

Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнен многими неотработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешенными вопросами оптимальной организации ядерного топливного цикла, который должен базироваться на плутонии и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива). Удельные капиталовложения в АЭС с БН в 1,5 - 2 раза превышают удельные капиталовложения в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Сдерживающее влияние на развитие БН оказывает также пока благополучное положение в мире с ресурсами относительно дешевого урана. В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения устойчивых конструкционных материалов.

Быстрые реакторы (БР) позволяют осуществлять: непрерывное производство энергии безопасным и экологически приемлемым способом; трансмутацию радиационно опасных отходов ядерной энергетики, в том числе экологически наиболее опасных долгоживущих актинидов; БР являются также наиболее эффективными потребителями плутония, в том числе экс-оружейного. Надежность БР, высокий КПД, определяющий меньшее тепловое загрязнение; высокий уровень внутренне присущей ядерной безопасности, низкий уровень радиационного воздействия на персонал и окружающую среду подтверждаются многолетним безаварийным опытом эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем БР-10, БОР-60, БН-350, БН-600. При работе АЭС образуются три вида радиоактивных отходов: твердые, жидкие или газообразные.

Остановимся на описании энергетического реактора БН-600, работающего в составе Белоярской АЭС, несколько подробнее. БН-600 - реактор на быстрых нейтронах с электрической мощностью 600 МВт. Корпусной реактор - размножитель с интегральной компоновкой оборудования. Тепловая схема блока трехконтурная (Рис. 18): в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем - вода и пар.

Рис. 18 Тепловая схема энергоблока БН-600 1-Реактор; 2-Главный циркуляционный насос 1 контура; 3-Промежуточный теплообменник; 4-Тепловыделяющие сборки; 5-Парогенератор; 6-Буферная и сборная емкости; 7-Главный циркуляционный насос 2 контура; 8-Турбоустановка; 9-Генератор; 10-Трансформатор; 11-Конденсаторы; 12-Циркуляционные насосы; 13-Конденсатные насосы; 14-Подогреватели; 15-Деаэратор; 16-Питательные насосы; 17-Пруд-охладитель; 18-Отпуск электроэнергии потребителю

Отвод тепла от активной зоны осуществляется тремя независимыми петлями циркуляции, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса 1 контура, двух промежуточных теплообменников, главного циркуляционного насоса 2 контура с буферной емкостью на входе и с баком аварийного сброса давления, парогенератора, конденсационной турбины со стандартной тепловой схемой и генератора. Использование натриевого теплоносителя обусловило применение ряда таких специальных систем, как: электрообогрев оборудования и трубопроводов, электромагнитных насосов, фильтр-ловушек очистки натрия, диагностики протечек воды в натрий, локализации  продуктов взаимодействия натрия с водой при межконтурных неплотностях парогенератора, пожаротушения натрия, отмывки оборудования и ТВС от натрия, очистки инертного защитного газа аргона.

Современные ядерные реакторы России


На главную