Курс лекций по ядерным реакторам Энергетика атомного реактора Физические процессы в атомном реакторе Правила ядерной безопасности Типы атомных реакторов Реактор с водой под давлением Уран-графитовый  реактор канального типа 

Физика атомного реактора

БН - ядерный реактор, на быстрых нейтронах. Корпусной реактор-размножитель. Теплоносителем первого и второго контуров обычно является натрий. Теплоноситель третьего контура - вода и пар. В быстрых реакторах замедлитель отсутствует

К достоинствам быстрых реакторов можно отнести большую степень выгорания топлива (т.е. больший срок кампании), а к недостаткам – дороговизну, из-за невозможности использования простейшего теплоносителя – воды, конструкционной сложности, высоких капитальных затрат и высокой стоимости высокообогащенного топлива. Высокообогащенный уран - уран с содержанием изотопа урана-235 по массе равным или более 20 %.

Для обеспечения высокой концентрации ядерного топлива необходимо достижение максимального тепловыделения на единицу объема активной зоны. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах. Теплосъём в таком реакторе можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например натрия, калия или энергоемких газовых теплоносителей, обладающих наилучшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы. В качестве теплоносителя можно использовать и пары воды. Обычно используются жидкие металлы, например, расплав натрия (температура плавления натрия 98 °C). К недостаткам натрия следует отнести его высокую химическую активность по отношению к воде, воздуху и пожароопасность. Температура теплоносителя на входе в реактор - 370 оС, а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 градусов, а на выходе - 293.

Жидкий металл - металл, находящийся в жидком состоянии при определенной температуре. Используется как теплоноситель первого контура ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах, и как рабочее тело ЯЭУ, выполненной по схеме с бинарным циклом. Преимущества жидких металлов по сравнению с водой составляют высокая температура кипения, низкое давление насыщенных паров, высокая радиационная и термическая стойкость, высокая теплопроводность, обеспечивающая интенсивную теплоотдачу. К недостаткам следует отнести невысокую теплоемкость (кроме лития) и высокую для щелочных металлов химическую активность по отношению к воде и воздуху. Наиболее широкое распространение в качестве теплоносителя ЯЭУ получил натрий. Его основные преимущества по сравнению с другими жидкими металлами: высокие теплопередающие свойства, умеренные затраты мощности на его перекачку, малое коррозионное воздействие на конструкционные материалы.

«Енисей»

Реактор-преобразователь «Енисей» предназначался для работы в составе спутника непосредственного телевизионного вещания «Экран-АМ», но этот проект был закрыт. Изделие представляло собой реактор, в активной зоне которого находились не традиционные тепловыделяющие элементы, а интегральные электрогенерирующие каналы. Они представляли из себя «таблетки» диоксида урана, обогащённого до 96 %, катод, анод, цезиевый канал и всю остальную «обвязку». Тепловая мощность «Енисея» была порядка 115—135 кВт, электрическая мощность 4,5-5,5 кВт. Теплоносителем являлся натрий-калиевый расплав.

В 1992 году США приобрели в России за $13 млн две ЯЭУ «Енисей» («Топаз-2»). Один из реакторов предполагалось после тщательных наземных испытаний использовать в 1995 г. в «Космическом эксперименте с ядерно-электрической ДУ» (Nuclear Electric Propulsion Spaceflight Test Program). Однако в 1993 году из-за сокращения бюджета было решено ограничиться только наземными испытаниями, а в 1996 году проект был закрыт.

Термоядерный

ITER (ИТЭР) — проект международного экспериментального термоядерного реактора. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути.

В настоящее время проектирование реактора полностью закончено и выбрано место для его строительства — исследовательский центр Кадараш (фр. Cadarache) на юге Франции, в 60 км от Марселя.

Первоначально название «ITER» было образовано как сокращение англ. International Thermonuclear Experimental Reactor, но в настоящее время оно официально не считается аббревиатурой, а связывается со словом лат. iter — путь.

Страны-участницы

Страны ЕС (выступают как единое целое)

Индия

Китай

Республика Корея

Россия

США

Япония 


БН - ядерный реактор, на быстрых нейтронах