Безопасность атомной энергетики

Экология энергетики
Признаки классификации атомных реакторов
Блочный щит управления энергоблока
Разгрузочно-загрузочная машина
ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕСУРСЫ
Реакторы на быстрых нейтронах
БН-350
Реактор БН-800
Физические  основы атомной энергетики
Особенности ядерных реакторов
Безопасность современных атомных реакторов
АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения
Основные требования к безопасности АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения
РЕАКТОР БРЕСТ – 300
Анализ безопасности реактора БРЕСТ–300
Энергетика - острейшая проблема цивилизации
Ядерный реактор
РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный
Реактор с гелиевым теплоносителем
Реакторы с натриевым теплоносителем
Реакторы со свинцово-висмутовым теплоносителем
ОБЩЕЕ УСТРОЙСТВО ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
УСТРОЙСТВО РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики
ФАКТОРЫ ОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
СПИСОК НАИБОЛЕЕ ЗНАЧИТЕЛЬНЫХ ЯДЕРНЫХ АВАРИЙ ХХ СТОЛЕТИЯ
Уиндскейл, Великобритания 10 октября 1957 года
ЧЕРНОБЫЛЬСКАЯ КАТАСТРОФА

Реактор с гелиевым теплоносителем

 В энергетических программах ведущих стран приоритетное значение отдается ядерной энергетике с несколькими перспективными проектами. В США в программе Generation Four выбрано несколько ядерных реакторов, и одним из самых любопытных является проект гелиевого реактора. Такой проект реализуется и в России, которая, по мнению экспертов, подошла к гелиевому реактору ближе других стран. По этой причине США предложили России совместный проект гелиевой АЭС.

 Гелий - второй после водорода по распространенности элемент во Вселенной. На Земле он в мизерных количествах - 0,003 миллиграмма на 1 килограмм вещества, но во Вселенной его 23%. Гелий содержится в основном в гранитных породах и выделяется при распаде урана и радиоактивных элементов. Гелий - основной строительный материал нашего Солнца. До недавних пор гелий применялся большей частью в воздушных шарах. Сейчас его используют в промышленных установках и, например, на космических кораблях "Союз" в системе подачи топлива под большим давлением.

 Нобелевский лауреат Ричард Фейнман считал, что сверхтекучий гелий поможет решить последнюю нерешенную задачу классической физики, связанную с расчетом модели турбулентности. Сверхтекучий гелий открыл в 1937 году Петр Капица, получивший за эти исследования Нобелевскую премию. Объяснил поведение сверхтекучего гелия другой Нобелевский лауреат Лев Ландау.

 В 1970-х годах у нас начались работы по высокотемпературным гелиевым реакторам (ВТГР) атомных энерготехнологических станций (АЭТС) для химической промышленности и черной металлургии. Основой ВТГР послужили разработки ядерных ракетных двигателей на водороде, которые, к сожалению, отложены до лучших времен, хотя экспериментальные ядерные ракетные двигатели показали эффективность при нагревании водорода до температуры в 3000 градусов.

  В 1990-х годах специалисты Курчатовского института и ОКБ машиностроения имени Африкантова в Нижнем Новгороде (там создают реакторы для атомных подводных лодок, реакторы для плавучих АЭС, а также не пошедший в серию реактор ВВЭР-640 для АЭС в Казахстане и в Сосновом Бору) предложили проект высокотемпературного реактора с гелиевым теплоносителем. Гелий в качестве теплоносителя имеет большие преимущества. Он химически инертен и не вызывает коррозию. Он не меняет агрегатного состояния. Он не влияет на коэффициент размножения нейтронов. Наконец, горячий гелий удобно прямиком направлять в газовую турбину.

 Проект ГТ-МГР, к которому подключилась Национальная лаборатория в Окридже, американская компания General Atomics, французская Framatome и японская Fuji Electric, дает возможность создания нового типа экологически чистых АЭС с уникальными свойствами - способностью вырабатывать тепло при температурах более 1000 градусов, с высоким, по американской классификации самым высоким уровнем безопасности. Уже готов эскизный проект реактора и АЭС. Гелиевый реактор дает возможность поднять КПД до 50%, это прорыв по сравнению с ныне действующими реакторами с КПД 32%. Реактор и турбогенератор будут размещены под землей. Устройство гелиевой АЭС значительно проще, чем у традиционных.

 Гелиевые реакторы представляют большой интерес для получения водорода и водородной энергетики, которая является одним из наиболее перспективных путей решения энергетической проблемы. Кроме того, гелиевые реакторы могут быть использованы для опреснения воды, технологических процессов в химической, нефтеперерабатывающей, металлургической промышленности. Использование гелиевых реакторов для коммунальных нужд требует увеличения их мощности, и принципиальных сложностей здесь не видно.

 В качестве топлива для реактора будет использоваться оксид и карбид урана. Топливом может стать и оксид оружейного плутония, что делает этот проект особо привлекательным, ибо он помогает решить проблему утилизации этого материала. Отработанное топливо находится в такой кондиции, что его возвращение в оружейный цикл уже невозможно.

 Ввод в эксплуатацию 4-модульного реактора ГТ-МГР намечен на 2012-2015 годы. Тепловая мощность ГТ-МГР составит 600 мегаватт, электрическая - 285 мегаватт. Расчетный срок службы реактора - 60 лет /3/

Реактор на быстрых нейтронах.

 Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом. 

Рисунок  8. Принципиальная схема реактора на быстрых нейтронах 

 В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС), однако, считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

 Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делиться от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется жидкий металл.

  Одно из преимуществ жидкометаллического теплоносителя заключается в возможности работать при низких давлениях в первом контуре. Кроме того, высокий коэффициент теплоотдачи от оболочки тепловыделяющих элементов к теплоносителю позволяет при той же температуре оболочки получать более высокие температуры теплоносителя.

 Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем на быстрых нейтронах разработаны  в США, Франции, Великобритании, Германии, Японии и России. Однако широкого распространения в мире быстрые реакторы не получили. Стимулами, активизирующими разработку и строительство быстрых реакторов, является высокий уровень их естественной безопасности, возможность использования для расширенного воспроизводства ядерного топлива, утилизации плутония и выжигания младших актиноидов - нептуния, америция и кюрия [4].

 Быстрые  реакторы превосходят реакторы ВЭР по топливной и энергетической эффективности. В них достигается более эффективное использование оксидного топлива: в реакторе БН-600 (Россия) до 12% по тяжелым атомам (отношение массы продуктов деления к массе тяжелых атомов); в реакторах Феникс (Франция) и FR (Великобритания) – до 20%; в экспериментальных реакторах США – до 18%, в то время как тепловых реакторах эффективность использования топлива составляет не более 1%. Утилизация плутония в быстрых реакторах совместима с выжиганием актиноидов, а также накоплением в ториевых зонах воспроизводства 233U. Эффективное использование плутония в быстрых реакторах будет способствовать экономии обогащенного урана в ядерной энергетике.

Продукты реакции в виде сухого порошка, состоящего из смеси летучей золы, сульфита и сульфата кальция и других примесей, улавливаются золоуловителем, установленным за абсорбером.

При методе распылительной абсорбции продукты реакции содержат химически активный сульфит кальция.

Основное отличие метода заключается в способах организации подвода очищаемого газа к реактору и распыливания известковой суспензии.

Сухие методы сероочистки Из сухих методов сероочистки рассмотрены только процессы, использующие природные реагенты.

Метод «Лифак» Процесс «Лифак», разработанный финской фирмой «Тампелла» по существу является совмещением сухого аддитивного и полусухого методов сероулавливания.

УСТРОЙСТВО РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ