Современные ядерные реакторы

Атомный проект Ядерный арсенал АЭС Ядерная энергия Физика Ядерные реакторы ТЭС Экология Начертательная геометрия Выполнение чертежей AutoCAD Технические чертежи Ремонт ПК Накопители Звуковая плата Математика

Канальный кипящий графитовый реактор

Основные технические характеристики РБМК следующие. В самом общем виде реактор представляет собой цилиндр составленный из графитовых блоков, помещенный в бетонную шахту. Диаметр, этого цилиндра, около 12 м, а высота около 8 м. Реактор окружен боковой биологической защитой в виде кольцевого бака с водой.

Реакторы водо-водяного типа Реактор ВВЭР-1000 представляет собой второе поколение легководных реакторов большой мощности. Электрическая мощность энергоблоков составляет 1000 МВт.

Сравнительные характеристики: ВВЭР — корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК-- канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура.

Реакторы на быстрых нейтронах В США венгерским ученым Л.Сцилардом в январе 1943 была высказана идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего. Первый промышленный бридер — экспериментальный реактор (тепловая мощность 0,2 МВт) был введен в действие 20.12.1951 в ядерном центре в Айдахо, США.

Ядерный реактор БН-600 выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора

Графитовые тепловые реакторы Исторически первыми промышленными реакторами – наработчиками плутония – были канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямым проточным водным охлаждением (Аналогом такого реактора является реактор энергетический РБМК, чернобыльского типа).

Легководные реакторы Существуют и промышленные реакторы – наработчики плутония, функционирующие на обычной воде (правда глубоко очищенной от примесей). Примером может служить реактор «Руслан», пущенный на «Маяке» в 1985.

Исследовательские ядерные реакторы Под исследовательским реактором подразумевается ядерный реактор. предназначенный для получения и использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских и других целях, для чего на нем могут применятся экспериментальные устройства.

Реактор БОР-60 – опытный реактор на быстрых нейтронах, смонтированный в Институте атомных реакторов (г. Димитровград, 1969). Реактор является уникальной многоцелевой установкой, предназначенной для решения проблем реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и ядерных энергетических установок других типов, в том числе с термоядерными реакторами, а также для проведения исследований, необходимых в различных областях науки и техники.

Реакторы третьего поколения ВВЭР-1500

Многопетлевой кипящий энергетический реактор МКЭР-800 Развитием канальных реакторов является многопетлевой кипящий энергетический реактор электрической мощностью 800 МВт (МКЭР-800)

Реактор БРЕСТ

Безопасный быстрый реактор РБЕЦ

Тепловой реактор с внутренней безопасностью Наилучший ядерный цикл осуществляется в реакторах на быстрых нейтронах. Обращение к тепловым реакторам оправдано их хорошей освоенностью. Из всех известных тепловых реакторов лучшим нейтронным балансом обладает тяжеловодный (D2O) реактор типа канадского «Саndu», использующий в качестве топлива природный (необогащенный) уран

Комбинированный двухкаскадный реактор (реактор в реакторе) состоит из внутренней центральной части, представляющей собой быстрый, но маломощный критический реактор, и окружающей его внешней оболочки (бланкета), представляющей собой внешний подкритический реактор (в качестве замедлителя используется тяжелая вода).

Гибридный реактор. Развитие идеи комбинированного реактора привело к созданию концепции гибридного реактора, сочетающего источник нейтронов и подкритический реактор. Источником нейтронов может быть смесь альфа-излучателя с беррилием, ускоритель (протонов, дейтронов, электронов и т.п.), плазменная или термоядерная установка.

Тепловой реактор и термояд Источником нейтронов может быть установка, в которой протекает реакция термоядерного синтеза. Целесообразность использования термоядерной энергии определяется величиной коэффициента усиления, т.е. отношением выделившейся энергии к энергии, затраченной на возбуждение термоядерной реакции.

 Погружающийся реактор Автоматический режим поддержания критического состояния создает предпосылки для экзотических проектов. Поскольку уран – металл тяжелый, нетрудно вообразить себе реактор с удельным весом, превышающим средний удельный вес пород у поверхности Земли.

Энергетическая установка ГТ-МГР

Топливные блоки активной зоны содержат стержни выгорающего поглотителя на основе окиси эрбия (Er2O3) с естественным содержанием изотопов. Поглотитель служит для двух целей: компенсации запаса реактивности и обеспечение отрицательного температурного коэффициента реактивности.

Концепция проекта ГТ-МГР основывается на четырех современных технологиях: модульных гелиевых реакторах с характерным для них высоким уровнем естественной безопасности; высокоэффективных газовых турбинах, разработанных для авиации и электростанций; электромагнитных подшипниках; высокоэффективных компактных пластинчатых прямотрубных оребренных теплообменниках.

Реакторы средней мощности

Корпусной реактор ПРБЭР-600 с интегральной компоновкой Интегральная компоновка реакторной установки (РУ) привносит дополнительные, качественно новые возможности для повышения безопасности АС, которых нет в двух других схемах, но ее применение оправдано только при высокой надежности, отработанности внутриреакторного оборудования. Примером интегральной компоновки может служить реактор ВПБЭР.

ВВЭР-640 (В-407) Реакторная установка В-407 является составной частью АЭС нового поколения средней мощности с повышенным уровнем безопасности по сравнению с предыдущими серийными АЭС с отечественными реакторами ВВЭР и зарубежными действующими реакторами PWR при высоком уровне надежности и экономичности.

Малые реакторы Капсулированный реактор Американское министерство энергетики (DOE) проектирует капсулированный ядерный реактор, который можно будет продавать в любую развивающуюся страну мира, поскольку он будет надежно защищен от несанкционированного вскрытия.

АРГУС – типичный представитель малых лабораторных реакторов, предназначенный для проведения ядерно-физического анализа и технологического контроля.

 

На главную