Легководный реактор

Cтраница 4

Графит имеет малое сечение поглощения тепловых нейтронов, поэтому реакторы с графитовым замедлителем могут работать на низкообогащен-ном и даже природном уране. Рассеивающие и замедляющие свойства графита значительно ниже, чем у легкой воды, поэтому реакторы с графитовым замедлителем имеют значительно большие размеры и более низкие удельные энергонапряженности по сравнению с легководными реакторами. [46]

Совместимость 1Ю2 с различными материалами. [47]

Графит имеет малое сечение поглощения тепловых нейтронов, поэтому реакторы с графитовым замедлителем могут работать на низкообогащенном и даже природном уране. Рассеивающие и замедляющие свойства графита значительно ниже, чем у легкой воды, поэтому реакторы с графитовым замедлителем имеют значительно большие размеры и более низкие удельные энергонапряженности по сравнению с легководными реакторами. [48]

Теплоноситель реакторов типа PWR представляет собой простую жидкую фазу, поэтому возможно введение твердых или газообразных добавок, которые остаются в растворе и оказывают ингибирующее действие. Первый контур реактора PWR менее разветвлен и более надежен, чем контур реактора BWR, поэтому возможность разуплотнения его меньше, что позволяет точно определять и длительное время сохранять неизменным состав теплоносителя в реакторе PWR на оптимальном уровне. У большинства легководных реакторов контуры почти полностью изготовлены из аустенитных сталей марок 304 и 321, а в реакторах CANDU и типа PWR, кроме того, используются углеродистые или низколегированные ферритные стали. Максимальная концентрация продуктов коррозии в контуре реактора такого типа в период работы колеблется от 0 020 мг / кг при концентрации водорода 2 см3 / кг до 0 200 мг / кг при концентрации водорода 2 см3 / кг. После завершения кампании максимальная концентрация их достигает 50 мг / кг. Высокое значение рН обычно сохраняют, добавляя гидроокись лития или поддерживая содержание кислорода на возможно более низком уровне. Последнее достигается деаэрацией воды и поддержанием постоянного давления водорода в резервных водяных емкостях. Кроме того, в теплоноситель реактора PWR обычно добавляют борную кислоту для изменения реактивности. Ее влияние чаще всего положительное, но она может адсорбироваться продуктами коррозии и, если последние выделяются в активной зоне, может иметь место скачок реактивности. Однако-обычно нарушения работы водяного контура реактора PWR происходят редко. [49]

Как уже было отмечено, такое облучение составляет всего лишь доли процента дозы от естественного радиационного фона. Таким образом, операции по захоронению отходов от ЯТЦ с легководными реакторами характеризуются очень низкой степенью риска. [50]

Стоимость производства электроэнергии на АЭС с тепловыми реакторами почти такая же, как на ТЭС на органическом топливе, и по мере роста цен на органическое топливо конкурентоспособность АЭС будет, вероятно, повышаться. Сравнение стоимости современных реакторных систем и усовершенствованных систем будущего, как, например, реакторов БН, затруднено, поскольку стоимость будущих систем характеризуется большой степенью неопределенности. Приближенная оценка показывает, что удельная стоимость строительства АЭС с реакторами БН не должна превышать 130 % стоимости строительства АЭС с легководными реакторами LWR для того, чтобы окупаемость капитальных затрат и расходы на эксплуатацию в обоих случаях были примерно одинаковыми при одной и той же цене на электроэнергию. [51]

Принципиальная тепловая схема реактора PHWR. [52]

Тяжелая вода имеет самый большой коэффициент замедления по сравнению с легкой водой и графитом, т.е. поглощение нейтронов в ней минимально. Это дает возможность использовать в данных реакторах в качестве ядерного топлива природный уран. Пробег нейтронов в тяжелой воде велик ( по сравнению с пробегом в легкой воде), поэтому размеры тяжеловодных реакторов значительно превышают размеры легководных реакторов равной мощности. Тяжеловодные реакторы применяют в таких странах, как Канада, Индия, Китай, Республика Корея, Пакистан, Аргентина, Румыния, Япония. [53]

Препятствия, мешающие быстрому внедрению реакторов БН, в своей основе не являются техническими, а проистекают скорее из проблем, с которыми сталкивается ядерная энергетика в целом. Сюда относятся вопросы, связанные с нераспространением ядерного оружия, безопасностью реакторов и развитием требуемых для ядерного топливного цикла производственных мощностей. Общественное беспокойство1 по поводу транспортировки и обращения с плутонием сосредоточилось на бридерной технологии, поскольку требования по безопасности в обращении с плутонием на порядок выше, чем с урановым топливом для легководных реакторов. [54]

В табл. 10.3 приведены данные об изменении во времени удельной - - активности и остаточного тепловыделения ТВС реакторов ВВЭР ( рис. 10.4) при средних ( 28 - Ю3 и 42 - Ю3 МВт-сут / т) и максимальных ( 40 - Ю3 и 54 - 103 МВт-сут / т) глубинах выгорания. При трехлетней выдержке по сравнению с двухлетней уменьшается скорость снижения радиоактивности ( - 20 %), но остается еще значительным удельное тепловыделение. Транспортирование такого топлива с АЭС на радиохимический завод значительно облегчается: снижаются защита и масса контейнеров или при заданной защите и массе контейнера может быть увеличено количество загружаемых ТВС; упрощается задача охлаждения контейнера и ТВС в пути. Оптимальное время выдержки для отработавшего топлива легководных реакторов может быть различным в зависимости от глубины выгорания, от принятого способа ( железнодорожный или водный транспорт) и технических средств транспортирования, а также от расстояний от АЭС до завода. [55]

В табл. 10.3 приведены данные об изменении во времени удельной - у-активности и остаточного тепловыделения ТВС реакторов ВВЭР ( рис. 10.4) при средних ( 28 - Ю3 и 42 - Ю3 МВт-сут / т) и максимальных ( 40 - Ю3 и 54 - 103 МВт-сут / т) глубинах выгорания. При трехлетней выдержке по сравнению с двухлетней уменьшается скорость снижения радиоактивности ( - 20 %), но остается еще значительным удельное тепловыделение. Транспортирование такого топлива с АЭС на радиохимический завод значительно облегчается: снижаются защита и масса контейнеров или при заданной защите и массе контейнера может быть увеличено количество загружаемых ТВС; упрощается задача охлаждения контейнера и ТВС в пути. Оптимальное время выдержки для отработавшего топлива легководных реакторов может быть различным в зависимости от глубины выгорания, от принятого способа ( железнодорожный или водный транспорт) и технических средств транспортирования, а также от расстояний от АЭС до завода. [56]

Гелиевый теплоноситель должен прокачиваться при очень высокой скорости, около 60 м / с, поскольку для отвода теплоты требуются довольно большие его объемы, около 28 5 м3 / МВт ( эл. При внеплановой остановке эксплуатационных центробежных газо-дувок возникает необходимость прокачки теплоносителя с помощью резервных ( аварийных) газодувок, с тем чтобы поддержать температуру твэлов ниже их точки плавления. Естественно, что эти же самые проблемы существуют и для легководных реакторов. [57]

Страницы: 1 2 3 4