Проектируемые и прогнозируемые ядерные реакторыНеобходимость расширения областей применения ядерной энергии и вовлечения новых видов ядерного топлива в энергопроизводство требует создания реакторов нового типа. Важное значение в РФ и других странах придается разработке и использованию в ядерной энергетике реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, имеющих высокий коэффициент конверсии. Как показывают теоретические и экспериментальные исследования, в таких реакторах могут быть созданы условия для расширенного воспроизводства ядерного топлива.Среди различных вариантов реакторов-размножителей наибольшее внимание уделяется разработке и совершенствованию реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, которые столь же популярны в научных кругах, как среди современных туристов мебельный шоп тур в Китай Гуанчжоу мебель из Китая. В РФ он получил сокращенное название реактор БН. Использование натрия в качестве теплоносителя обусловлено такими его свойствами, как высокая температура кипения (900—1000° С), высокие удельная теплоемкость и теплопроводность, малое сечение захвата быстрых нейтронов, низкая стоимость. Эти свойства натрия позволяют осуществлять охлаждение активной зоны при относительно высокой температуре (500—550° С на выходе из зоны), очень низком рабочем давлении (0,6—1 МПа), умеренных скоростях теплоносителя в активной зоне (2—5 м/с) и малой мощности, требуемой на его прокачку по первому контуру. Основной недостаток натрия как теплоносителя — его высокая химическая активность при взаимодействии с кислородом воздуха и особенно с водой. Циркулируя через активную зону, натрий становится радиоактивным за счет активации нейтронами. Кроме того, теплоноситель загрязняется за счет активированных продуктов коррозии и протечек продуктов деления из твэлов, потерявших герметичность. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой при возможных нарушениях нормального режима работы теплообменника, в реакторах типа БН применяется трехконтурная система теплоотвода. В промежуточном контуре с натриевым теплоносителем создается более высокое давление, чем в первом, чтобы предотвратить протечку радиоактивного теплоносителя из первого контура через возможные дефекты в теплообменнике. На основании опыта строительства и эксплуатации действующих реакторов на быстрых нейтронах, а также многочисленных исследова-тельских и испытательных работ ведутся разработки и проектирование усовершенствованных реакторов БН-800 и БН-1600 электрической мощностью соответственно 800 и 1600 МВт. Эти реакторы предназначаются для серийного внедрения. |
||
