Лекция 2 Типы реакторов Типы ядерных реакторов, находящихся
40-2._tipy_reaktorov_(dopolnennyy).ppt
- Количество слайдов: 31
Лекция 2 Типы реакторов
Типы ядерных реакторов, находящихся в эксплуатации и строительстве 4
Итоги «атомного ренессанса» за период с 2004 по 2009 год (данные МАГАТЭ, 12. 2009 г.) Начало строительства 5
ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Технические характеристики реакторов 6
ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Технические характеристики реакторов (продолжение) 7
ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Обеспечение современного уровня безопасности, учет внешних воздействий АЭС с ВВЭР-1000 Использование систем безопасности для преодоления проектных аварий АЭС-2006 (ВВЭР-1200) Применение пассивных средств в системах безопасности – воздушный СПОТ. Применение средств управления запроектными авариями – вторая оболочка, ловушка расплава 8
Безопасность атомных станций с ВВЭР Проектно-технические решения 9
Легководные технологии Компоновки реакторных установок EPR-1600 (AREVA), AP-1000 (W) и АЭС-2006 AP-1000 EPR-1600 АЭС-2006 10
ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Сравнительные характеристики АЭС с ВВЭР-1000, АЭС-2006 и АЭС-2010 11
Легководные технологии Согласно рекомендациям НТС №1 Минатома РФ, АЭС могут быть сгруппированы в три группы по единичной мощности энергоблоков: федеральный уровень – АЭС большой мощности – 1000 МВт(э) и более; региональный уровень - АЭС средней мощности – от 200 до 600 МВт(э); локальные энергосистемы - АЭС малой мощности – ниже 50-100 МВт(э) . 12
ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Региональная атомная энергетика ВБЭР-600 (ОКБМ) ВВЭР-600 (ОКБ ГП) (АЭС-2006/2) Использование освоенных технологий судовых блочных реакторов: опыт эксплуатации аналогов более 6000 реакторо-лет Использование опыта эксплуатации реакторов типа ВВЭР Гарантированная безопасность: использование разработок АСТ, прошедших экспертизу МАГАТЭ Максимальное использование опыта проектирования АЭС-2006 13
ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Двухпетлевой ВВЭР-1200 14
Легководные технологии Двухреакторная установка РИТМ-200, разработанная для ледокола, может использоваться в АС ММ мощностью 70 МВт (эл.) как в стационарном, так и в транспортабельном (плавучем) исполнении. По сравнению с РУ КЛТ-40С она обладает улучшенными массо-габаритными показателями; повышенной безопасностью; значительно большей кампанией. Увеличенный энергозапас активной зоны позволит выполнять работы по перегрузке ядерного топлива только на специализированном предприятии во время ремонта плавучего энергоблока. 15
ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Супер-ВВЭР – реактор ближайшей перспективы Цели проекта: Создание реактора, адаптируемого к требованиям ЯЭС с замкнутым топливным циклом в рамках концепции устойчивого развития; Максимальное использование освоенных технологий на основе легководного теплоносителя; Обеспечение приемлемости и экономической эффективости в различных регионах и энергосистемах и на различных «рыночных пространствах»; Индустриальное производство на основе использования передового мирового опыта и перспектив развития обеспечивающих технологий. Строительство АЭС по «блочному» принципу. 16
ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Инновационный Супер-ВВЭР Дальнейшее развитие корпусных водоохлаждаемых реакторов неминуемо предполагает переход: на замкнутый топливный цикл; активную зону с тесной решеткой твэлов, охлаждаемых водой сверхкритических параметров или паром; к быстрому спектру нейтронов с самообеспечением топливом (КВ~1). Развитие этого достаточно самостоятельного направления реакторостроения требует целенаправленного и значительного объема НИОКР и должно быть увязано с работами, которые будут проводиться в рамках новой технологической платформы, ФЦП "ЯЭНП" и программы международного сотрудничества «Генерация 4», одновременно с решением задачи замыкания ядерного топливного цикла, которое в настоящее время предусматривает строительство завода по регенерации ОЯТ и малой серии реакторов БН. 17
ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Двухконтурный инновационный Супер-ВВЭР на быстрых нейтронах, охлаждаемый паро-водяной смесью (ПВЭР) 18