Безопасность атомной энергетики

Ядерная энергетика
Реакторы атомных станций
Ядерное топливо и ядерные отходы
Ядерно-энергетические транспортные установки
Блочный щит управления энергоблока
Реакторы на быстрых нейтронах
АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения
РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный
ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики

АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения

В России новой вехой в развитии ядерной энергетики станет создание перспективного энергоблока с водо-водяным реактором повышенной безо­пасности и экономичности ВВЭР-1500. Об этом, как сообщили СМИ, заявил начальник Управления по атомному машиностроению и приборостроению Минатома России Геннадий Коряков на международной конференции "Радиационная безопасность: обращение с радиоактивными отходами и облу­ченным ядерным топливом» в Санкт-Петербурге".

Энергоблоки третьего поколения призваны стать основой электроэнергетики до 2020 года. Их концепция базируется на эволюции энергоагрегатов с реакторами типа ВВЭР и реакторами на быстрых нейтронах. Она предусматривает более совершенные эксплуатационные характеристики. Представитель Росатома России уточнил, что, согласно оптимальному варианту "Стратегии развития атомной энергетики России в первой полови­не XXI века", предусматривается строительство АЭС с энергоблоками ново­го поколения и пролонгация срока службы действующих энергоблоков на 10-15 лет.

Первый реактор ВВЭР был введен в эксплуатацию почт 40 лет назад (в 1964 г.) на Нововоронежской АЭС. Всего за это время было включено в сеть 60 энергоблоков с реакторами ВВЭР различных модификаций электри­ческой мощностью от 70 до 1000 МВт. В настоящее временя в эксплуатации находится 52 энергоблока, из них в России 14 энергоблоков: 6-е ВВЭР-440 и 8 - с ВВЭР-1000.

Реакторы ВВЭР сыграли определяющую роль на ключевых этапах ста­новления и развития ядерной энергетики Советского Союза и России:

• сооружение первых блоков Нововоронежской АЭС подтвердило техническую осуществимость надежных промышленных энергоисточников на ядерном топливе;

первое поколение серийных реакторов ВВЭР электрической мощно­стью 440 МВт продемонстрировало экономическую конкурентоспособность атомных электростанций;

второе поколение реакторов ВВЭР мощностью 440 и 1000 МВт, вы­полненных в соответствии с новыми требованиями безопасности, соответст­вующими сформировавшимся международным подходам, создало техниче­скую базу для уверенного присутствия на международном рынке реакторных технологий;

Элементарная частица – мельчайшие частицы материи, подчиненные условию, что они не являются атомными ядрами и атомами (исключение составляет протон); по этой причине их называют субъядерными.

в критический для отечественной ядерной энергетики период после аварии на Чернобыльской АЭС энергоблоки с ядерными реакторами ВВЭР продемонстрировали свою безопасность, обеспечили устойчивость ядерной энергетики и возможность ее дальнейшего развития.

Работающие и реализуемые в настоящее время атомные элект­ростанции с реакторами ВВЭР современной конструкции обладают прием­лемым уровнем безопасности и обеспечивают конкурентоспособность на рынке электроэнергии. В конструкцию реакторов, эксплуатацию и топлив­ный цикл могут вноситься и вносятся усовершенствования, которые по­зволяют им удовлетворять постоянно повышающимся требованиям безопас­ности и экономичности.

Таблица. 1 Основные характеристики новых реакторов ВВЭР и западных реакторов аналогичной мощности

Характеристика

ВВЭР-440

ВВЭР-

640

АР-600 (США)

ВВЭР-1000

(В-320)

ВВЭР-

1000 (В-392)

N1300 (Франция)

ВВЭР-

1500

EPR

Электрическая мощность брутто, МВт

440

640

620

1000

1068

1330

1550-

1600

1630

Тепловая мощность, МВт

1375

1800

1940

3000

3000

3817

4250

4250

Давление в первом контуре, МПа

123

15.7

15.7

15.7

15.7

15.7

15,7

15,7

Давление в парогенераторе, МПа

4.6

7.1

5,5

6.3

6.3

7,1

7,34

7,8

Среднее/максимальное линейное знерговыделение твэла, Вт/см

127/325

100/265

135/350

166/448

166/448

170/445

125/340

155/405

Наружный диаметр твэлов, мм

9,1

9,1

9,5

9,1

9,1

9,5

9,1

9,5

Наружный диаметр корпуса реак­тора, м

3.84

4,54

4,4

1 54

4.54

4.83

5.42

5,4

Число петель (ГЦН)

6

4

4

4

4

4

4

4

В тоже время стратегическая линия на укрепление позиций ядерной энергетики привела к необходимости разработки атомных станций с реакто­рами ВВЭР нового поколения, обеспечивающими качественный шаг вперед в ожидаемом уровне их безопасности, опирающемся на «внутреннюю» безопасность и "пассивные" технические средства. Обеспечение устойчивой кон­курентоспособности требует упрощения и удешевления конструкции и по­вышения единичной мощности блоков.

Эти тенденции предопределили развитие третьего поколения реакторов ВВЭР.

Для удовлетворения требований потребителей электроэнергии в Рос­сии и возможных покупателей в других странах, а также для обеспечения необходимых экономических характеристик, по-видимому, требуется иметь ряд проектов энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР мощностью 500-650, 1000-1100 и 1500-1800 МВт (эл).

Блоки мощностью 500-650 МВт (эл.) предназначаются для регионов России и других стран с относительно небольшими энергосистемами и име­ют возможность регулирования мощности. Следующая разновидность бло­ков рассматривается для обеспечения как базовых нагрузок, так и в случае необходимости для регулирования мощности и частоты энергосистем. И, наконец, блоки мощностью 1500-1800 МВт (эл.), работая в режимах базовых нагрузок, могут обеспечить наименьшую себестоимость электроэнергии и повысить конкурентоспособность АЭС по сравнению с тепловыми электростанциями.

Основные требования к безопасности АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения Безопасность остается приоритетным направлением при эксплуатации АЭС и разработке новых проектов АЭС. 

БЫСТРЫЙ СВИНЦОВООХЛАЖДАЕМЫЙ  РЕАКТОР БРЕСТ – 300 (быстрый реактор естественной безопасности) относят к реакторным установкам третьего поколения и предназначен для демонстрации ядерной технологии естественной безопасности, являющейся основной крупномасштабной ядерной энергетики следующего этапа. Реализация в проекте физических и химических качеств и закономерностей, присущих ядерному топливу, теплоносителю и другим компонентам ядерной системы, должно позволить детерминистически исключить аварии с радиоактивными выбросами, требующими эвакуации населения, одновременно упростив и удешевив АЭС и резко снизив удельные расходы урана.

Анализ безопасности реактора БРЕСТ–300 Несовершенство современных вероятностных подходов обоснования безопасности является следствием несовершенства современных реакторных концепций, допускающих запасы и эффекты реактивности, значительно превышающие bэф, применение теплоносителей с низкой температурой кипения и высоким давлением, горючих веществ и т.д

Энергетика - острейшая проблема цивилизации. Уже сегодня энергетические проблемы определяют пути развития экономики, и самые светлые умы бьются над тем, как в будущем, когда энергопотребление неизбежно и неимоверно возрастет, избавить человечество от энергетического голода.

Ядерный реактор. Как уже указывалось, тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель.

Ядерная энергетика