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

Система контроля целостности технологических каналов (КЦТК) - осуществляет контроль влажности и температуры в области между кладкой и технологическими каналами (ТК) реактора РБМК. При обнаружении аварии реактор останавливают и заменяют аварийный канал.

Система перегрузки топлива - предназначена для извлечения из активной зоны ТВС с выгоревшим топливом, выгоревших органов СУЗ, некоторых внутрикорпусных элементов и установки на их место новых. Перегрузка топлива в принципе возможна как на работающем на мощности реакторе, так и на остановленном и расхоложенном реакторе. В современных корпусных энергетических реакторах, работающих при достаточно высоких параметрах теплоносителя, перегрузку осуществляют, как правило, после остановки реактора, полного или частичного его расхолаживания и сброса давления теплоносителя, если это необходимо. Конструкция канальных реакторов позволяет проводить перегрузку отдельного рабочего канала на работающем на номинальной мощности реакторе. Системы перегрузки топлива энергетических реакторов могут быть классифицированы следующим образом: с механизмами перегрузки, перемещающимися по центральному залу и осуществляющими перегрузку при снятой крышке реактора (водоохлаждаемые корпусные реакторы); с разгрузочно-загрузочными машинами (РЗМ), перемещающимися по центральному залу и обеспечивающими герметичное подключение к внутриреакторному объему и автономное охлаждение выгружаемой ТВС (РБМК, БОР-60); с манипулированием ТВС под крышкой реактора с последующей (обычно после достаточного расхолаживания) выгрузкой их из корпуса (БН-350, БН-600, "Суперфеникс", газоохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах в корпусах из предварительно напряженного железобетона); системы непрерывной перегрузки (ВТГР с шаровыми твэлами, реакторы с жидким или газофазным топливом). • СУЗ - система управления защитой. В основном состоит из нейтронопоглощающих стержней

ПЕРСПЕКТИВНЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

Вопрос безопасности один из актуальнейших вопросов в ядерной энергетике. Поэтому строящиеся сейчас реакторы 3-го поколения, и тем белее –проектируемые реакторы 4-го поколения становятся всё более безопасными в эксплуатации, более надёжными, более ресурсосберегающими, более экологически чистыми и более экономичными. В данной лекции мы рассмотрим пути развития атомного реакторостроения.

1. МОДЕРНИЗИРОВАННЫЕ РЕАКТОРЫ

При той же мощности, реакторы нового поколения для Российских АЭС отличаются повышенной безопасностью. Первой АЭС с модернизированным реактором ВВВЭР-1000 будет атомная станция нового поколения АЭС-92 на базе реактора ВВЭР-1000, которая в настоящее время строится на площадке 2-й очереди Нововоронежской атомной станции. АЭС III поколения обладает более совершенной технологией по обеспечению безопасности применительно к ныне функционирующим реакторам легководного типа. При разработке проекта атомной электростанции проектировщики ориентировались на максимальное снижение роли человеческого фактора. Как показали аварии на АЭС "Три-майл-айленд" и в Чернобыле, для существенного повышения безопасности эксплуатации ядерного реактора необходимо учитывать принципы взаимодействия "человек-машина" (оператор-реактор) и заложить в саму конструкцию станции противодействие возможным ошибкам операторов. Именно на это направлены технические новинки, примененные в усовершенствованном проекте АЭС-92. В проект включены пассивные системы безопасности. Под этим термином понимаются системы, работающие практически без подвода энергии извне и не требующие вмешательства оператора. Реализована концепция двойного назначения активных систем безопасности, значительно уменьшающая вероятность необнаруженных отказов. Для предотвращения неуправляемой цепной реакции в реакторе используются специальные регулирующие стержни из нейтронопоглощающих материалов. Ввод их в активную зону приводит к немедленному гашению ядерной реакции.

В реакторе ВВЭР-1000 проекта АЭС-92 для повышения надежности аварийной защиты количество  регулирующих стержней увеличено.

Рис.1 Устойчивость АЭС-92 к внешним воздействиям

Современные ядерные реакторы России


На главную