Реактор Типа "Брест"
 Скачать 34 Kb.
|
|
УДК Реактор Типа “Брест” Аннотация В данной статье рассматривается возможность переработки плутония в смешанное ядерное топливо (МОХ-топливо, которое может быть использовано в атомных реакторах как на тепловых, так и на быстрых нейтронах), и дальнейшую его работу на энергоблоках АЭС. Введение. Россия создала проект быстрого реактора с естественной безопасностью (БРЕСТ) и экономией топлива. В состав ядерного горючего входит UN-PuN и теплоносителем является свинцово-висмутовый расплав. Реактор же имеет двухконтурную систему теплоотвода с закритическими параметрами пара на турбине. Теоретический анализ. Плюсами такой установки является повышенная безопасность, в данном случае это понятие подразумевает радиационную безвредность при всевозможных аварийных ситуациях, как по внутренним причинам, так и внешним (не исключая и диверсионные действия), что позволяет не эвакуировать население. Следующим преимуществом, за счет рационального использования природного U, является долгосрочная обеспеченность ядерным горючим. Важным фактором так же будет то, что исключается наработка оружейного Pu, что препятствует распространению ядерного оружия, и сухая переработка ядерного горючего без разделения на U и Pu. Так же экологичность получения энергии и ликвидация отходов за счет замыкания цикла ядерного горючего с переработкой и выгоранием в реакторе актиноидов, переработкой долгоживущих продуктов деления, очисткой радиоактивных отходов от актиноидов, выдержкой и захоронением радиоактивные отходы (РАО) без изменения природного радиационного равновесия. Естественная безопасность от радиации обеспечивается: – применением, кипящих при высокой температуре, стойких к радиации и плохо активируемых свинца и висмута в виде теплоносителя, так же они практически не взаимодействуют с водой и воздухом. Это дает возможность производить отвод тепла при невысоком давлении и не бояться тяжелых последствий при нарушении герметичности контура, перегрева теплоносителя и т.д. (пожаров, взрывов); – за счет использования ядерного горючего (UN-PuN) с большой плотностью (ρ=14,3 г/см3) и теплопроводностью. Кроме того, топливо работает на невысоких температурах (Тмах<876,85°C при Тпл=2826,85°C), это дает не большую величину распухания и выхода газообразных продуктов, что в свою очередь не дает контактировать ядерному горючему с оболочкой твеэлов, лишь к завершению компании давление возрастает более, чем до двух МПа; – конструкция активной зоны со свинцовым отражателем выбрана так, что ее состав и геометрия дают высокое воспроизводство топлива, а также не значительные по величине мощностной и температурные эффекты реактивности, что делает невозможным неконтролируемый разгон реактора на мгновенных нейтронах; – использованием пассивных систем защиты; – конструкцией контура охлаждения с наличием разных уровней в опускной и подъемной ветвях, что обеспечивает плавный переход к естественной циркуляции при аварийном отключении циркуляционных насосов Заключение. Совокупность свойств природного характера, свинцово-висмутового теплоносителя и нитридного топлива, конструкции реактора, активной зоны, выводит БРЭСТ на высокий уровень безопасности и делает устойчивым к тяжелым авариям, не прибегая к срабатыванию активных средств защиты. На основе опыта «БРЕСТ-300» к 2030 намечено сооружение отдельной АЭС этого типа. Даже тяжелые аварии диверсионного происхождения с разрушением внешних барьеров не приводят к радиоактивным выбросам, которые требовали бы эвакуации населения. Список литературы. 1. Драгунов Ю.Г. и др. Реактор на быстрых нейтронах (БРЕСТ). 3-я Международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии в атомной энергетике», 7–10 октября 2014 г., АО «НИКИЭТ», Москва, Доклады, т. 1, с. 94–102. 2. Лопаткин А.В. и др. Возможности развития реакторов БРЕСТ и трансмутационного топливного цикла в условиях реализации современных планов развития ядерной энергетики // Атомная энергия. 2007. Т. 103. Вып. 1, с. 21–28. 3. Акатов А. А., Коряковский Ю. С. Будущее ядерной энергетики. Реакторы на быстрых нейтронах. — М.: АНО «Информационный центр атомной отрасли», 2012. — 32 с. Автономная некоммерческая образовательная организация высшего образования «Международный институт компьютерных технологий» |