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

Топливная таблетка с центральным отверстием диаметром 1,2 мм и с внешним диаметром 7,9 мм состоит из смешанного уран-плутониевого окисного топлива с плотностью 9,03 г/см3. Оболочка твэл изготовляется из стали ЭП-823 (12%Cr-Si). Внешний диаметр оболочки - 9,0 мм, толщина - 0,45 мм. Высота активной части твэл выбрана равной 1500 мм для достижения значения КВА, близкого к единице. Таблетка из карбида низкообогащенного урана с плотностью 12,4 г/см3 имеет внешний диаметр 10,7 мм. Внутреннее отверстие отсутствует. Таблетки из карбида бора, B4C, с плотностью 2,1 г/см3 и с 80%-м обогащением по 10B и имеют внешний диаметр 20 мм и отверстие с диаметром 14 мм. Ядерная безопасность реактора РБЕЦ обеспечивается следующими характеристиками:

Отрицательные и высокие по значению мощностной и температурный эффекты  и коэффициенты реактивности;

Выгорание и воспроизводство топлива в активной зоне сбалансированы, таким образом, минимизирована величина запасенной реактивности, которая может быть введена в реактор;

Q Зона никого содержания Pu (ЗНС) Л Зона высокого содержания Pu (ЗВС) ф Боковой экран ©Нейтронный отражатель

Рис.7 Активная зона РБЕЦ. Использование двух независимых систем управления реактивностью: активной и пассивной, каждой из которых достаточно для приведения и удержания  реактора в подкритическом состоянии при любых нормальных и аварийных условиях, в предположении о несрабатывании наиболее эффективного органа регулирования.

Анализ риска ядерного распространения позволяет утверждать, что в ближайшие десятилетия максимальный риск скрытого изготовления ядерных боеприпасов (вследствие, более высокой доступности и низкой возможности контроля) возможен в тех случаях, когда потенциальный террорист будет ориентироваться на использование в качестве исходного материала низкообогащенный уран. Концепция многокомпонентной ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах, покрывающими потребности реакторов остальных типов в подпитке плутонием или 233U за счет их наработки в воспроизводящих экранах выглядит достаточно привлекательно с точки зрения режима нераспространения. В этом случае нет необходимости расширять добычу урана и его обогащение, то есть те элементы ядерного топливного цикла, которые привносят в проблему нераспространения наибольший риск.

Современные ядерные реакторы России


На главную