Directions of the development of nuclear power plant technology. Heavy water, liquid- metal and gas reactors
We analyze promising technologies of the development of nuclear power plants with heavy water, liquid-metal, and gas reactors. We give an estimate of the possibilities for the enhancement of safety, efficiency of fuel utilization, and creation of a closed fuel cycle.
Збережено в:
| Дата: | 2006 |
|---|---|
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Українська |
| Опубліковано: |
General Energy Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine
2006
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://systemre.org/index.php/journal/article/view/287 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | System Research in Energy |
| Завантажити файл: |  |
Репозитарії
System Research in Energy| _version_ | 1871103482970243072 |
|---|---|
| author | Kovetskiy Kovetskaya M.M. |
| author_facet | Kovetskiy Kovetskaya M.M. |
| author_institution_txt_mv | [
{
"author": "Kovetskiy ",
"institution": null
},
{
"author": "Kovetskaya M.M.",
"institution": null
}
] |
| author_sort | Kovetskiy |
| baseUrl_str | https://systemre.org/index.php/journal/oai |
| collection | OJS |
| datestamp_date | 2026-07-18T12:57:35Z |
| description | We analyze promising technologies of the development of nuclear power plants with heavy water, liquid-metal, and gas reactors. We give an estimate of the possibilities for the enhancement of safety, efficiency of fuel utilization, and creation of a closed fuel cycle. |
| first_indexed | 2026-03-24T02:01:18Z |
| format | Article |
| fulltext |
ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №14/2006 25
ÑÈÑÒÅÌͲ ÄÎÑ˲ÄÆÅÍÍß ÒÀ ÊÎÌÏËÅÊÑͲ ÏÐÎÁËÅÌÈ ÅÍÅÐÃÅÒÈÊÈ
Тяжеловодные реакторы
В энергетических реакторах типа PHWR в ка-
честве замедлителя используется тяжелая вода
D2O, в качестве топлива чаще всего природный
уран. Большинство тяжеловодных реакторов –
канального типа, что исключает необходимость
создания толстостенных корпусов, работающих
под высоким давлением, и позволяет создавать
модульные конструкции для энергоблоков. В ка-
нальных реакторах этого типа возможно исполь-
зование различных теплоносителей (тяжелой во-
ды, легкой воды, газа).
В Канаде накоплен большой опыт проектиро-
вания и эксплуатации канальных реакторов с тя-
желоводным замедлителем и теплоносителем
CANDU. Разработан проект реактора CANDU-9
электрической мощностью 950 МВт. В таблице 1
представлены его технические характеристики.
Схема реакторной установки с CANDU-9
двухконтурная с вертикальными парогенерато-
рами. Активная зона реактора, состоящая из го-
ризонтальных каналов с топливом и тяжеловод-
ным теплоносителем, помещена в емкость (ка-
ландр), содержащую тяжеловодный замедлитель.
Подвод теплоносителя осуществляется в каждый
технологический канал. Низкое давление замед-
лителя в каландре не требует создания толсто-
стенного реакторного корпуса. Регулирующие
стержни системы управления и защиты вводятся
в замедлитель через отдельные вертикальные
проходы. Для аварийной остановки реактора ис-
пользуются две полностью независимые систе-
мы: 36 стержней аварийной защиты, содержащих
кадмий, и 8 горизонтальных каналов, в которые
быстро вводится нитрат гадолиния GdNО3.
Реактор CANDU-9 оснащен железобетонной
герметичной оболочкой, в которой поддерживает-
ся давление ниже атмосферного. Под оболочкой
помещена спринклерная система для понижения
давления при авариях. Канальная конструкция
реактора позволяет организовать перегрузку топ-
лива на мощности, что обеспечивает высокий ко-
эффициент использования установленной мощ-
ности (КИУМ). Использование слабообогащен-
ного урана позволяет уменьшить его расход по
сравнению с реактором PWR на 38% при сохране-
нии однократного топливного цикла [1]. Выгорев-
шее топливо реактора содержит около 0,3% плуто-
ния, который можно извлечь и использовать при
повторной загрузке топлива в реактор при обога-
щении плутонием до 0,5%. В этом случае общий
расход урана уменьшится примерно в два раза.
Дальнейшее уменьшение потребления урана воз-
можно в результате использования тория.
Для реализации программы использования
тория в качестве топлива в Индии разрабатыва-
ется усовершенствованный тяжеловодный реак-
тор AHWR. Он представляет собой вертикально
ориентированную канальную систему с тяжело-
водным замедлителем и легководным кипящим
теплоносителем. Движение теплоносителя через
технологические каналы осуществляется за счет
естественной циркуляции. В одноконтурной тех-
нологической схеме для получения пара на тур-
бину используются барабаны-сепараторы. Ос-
новные технические характеристики AHWR
представлены в таблице 1 [2].
Внутри каландра с тяжеловодным замедлите-
лем располагается активная зона, имеющая 452
Параметры CANDU-9 AHWR ТР-1000
Тепловая мощность, МВт 2850 750 3200
Электрическая
мощность, МВт
950 300 1000
Число технологических
каналов, шт.
300 452 308
Выгорание топлива,
ГВт·сут./т
7,5 20
Линейное энерговы-
деление, кВт/м
55 350
Давление теплоносителя,
МПа
12,7 12,7 9,8
Теплоноситель D2O Н2О СО2
Температура теплоноси-
теля на входе/выходе, °С
265/310 271 270/450
Давление пара, МПа 5 7
Температура пара, °С 266 285 435
КПД, % 30
НАПРАВЛЕНИЯ РАЗВИТИЯ ТЕХНОЛОГИЙ
ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
Тяжеловодные, жидкометаллические и газовые реакторы
УДК 621.039.5
В.М. КОВЕЦКИЙ (Институт общей энергетики НАН Украины), М.М. КОВЕЦКАЯ, канд. техн.
наук (Институт технической теплофизики НАН Украины)
В работе представлены перспективные технологии ядерных энергетических установок и направления их развития.
Таблица 1
технологических канала с теплоносителем, в ко-
торых помещаются топливные кассеты. Каландр
расположен внутри камеры из высокоплотного
бетона, заполненной легкой водой, что обеспечи-
вает тепловую и биологическую защиту от ней-
тронов и гамма-излучения. В реакторе AHWR
используются два различных типа топливных
сборок. В большинство технологических каналов
загружают сборки с 20-ю стержнями двуокиси
плутония и тория (первый тип), 32 стержня дву-
окиси тория и 233U (второй тип). В остальных ка-
налах все стержни второго типа.
Реактор работает при малом отрицательном
коэффициенте реактивности. Это достигается за
счет применения смешанных стержней в одной и
той же топливной сборке и гетерогенного замед-
лителя, состоящего из аморфного углерода и тя-
желой воды в соотношении объемов 80:20. Амор-
фный углерод действует как рассеиватель и лишь
незначительно поглощает нейтроны.
Реактор AHWR имеет две независимые быс-
тродействующие системы останова. Основную
систему образуют поглощающие стержни, где в
качестве материала, поглощающего нейтроны,
применен карбид бора. Вторая система осущест-
вляет впрыскивание жидкого поглотителя (рас-
твора пентабората лития с соответствующим со-
держанием бора) в специальные трубы-отравите-
ли. Реакторное здание состоит из двух коакси-
альных цилиндрических оболочек, закрытых
сверху куполообразными конструкциями.
В России разработан проект канального реак-
тора с тяжеловодным замедлителем и газовым
(СО2) теплоносителем ТР-1000 [3]. В реакторе
используется топливо с низким обогащением
(природный уран или эквивалентное ему по ре-
активности уран-плутониевое топливо), что иск-
лючает возможность достижения критического
состояния при авариях с разрушением активной
зоны. Мощностный и температурный коэффици-
енты реактивности отрицательные.
Инженерная безопасность установок с тяжело-
водным реактором во многом определяется интег-
ральной компоновкой реактора и основного обору-
дования газового и тяжеловодного контуров в еди-
ном корпусе из предварительно напряженного
плотного железобетона. Загрузка тяжелой воды в
реактор ТР-1000 почти в два раза меньше, чем в
CANDU, что удешевляет начальную стоимость ус-
тановки. В реакторе возможен как открытый, так и
замкнутый уран-плутониевый циклы. В открытом
цикле используется природный уран со средним
выгоранием 10 ГВт·сут./т. В замкнутом цикле при-
меняется комбинированное топливо из смеси
обедненного урана U235u с энергетическим плуто-
нием (обогащением 0,28%). Низкое обогащение
топлива ТР-1000 позволяет использовать отрабо-
танное топливо реакторов ВВЭР и обедненный
уран, содержащийся в отвалах обогатительных за-
водов по производству топлива для ВВЭР. Техни-
ческие характеристики двухконтурной реакторной
установки с ТР-1000 приведены в таблице 1 [3].
Реактор ТР-1000 – интегральной компоновки
с размещением активной зоны, оборудования
первого контура и контура замедлителя в много-
полостном корпусе из предварительно напря-
женного плотного железобетона. Замедлитель
помещается в стальной бак. Трубы технологичес-
ких каналов вертикально проходят через бак и
служат для размещения тепловыделяющих топ-
ливных сборок. Газ СО2 движется через каналы
активной зоны сверху вниз со скоростью 30 м/с.
Перегрузка топлива в ТР-1000 осуществляется
на номинальной мощности или при кратковре-
менном (около часа) понижении мощности.
В энергетической установке с реактором ТР-
1000ПБ повышенной безопасности предусмот-
рен отвод остаточного энерговыделения двумя
независимыми пассивными системами с исполь-
зованием естественной циркуляции теплоноси-
теля и замедлителя. Каждая из шести петель цир-
куляции теплоносителя обладает высокой степе-
нью автономности, поэтому выход из строя од-
ной петли не приводит к остановке или аварии
энергоблока. Реакторная установка не нуждается
в контайнменте, так как основной железобетон-
ный корпус с силовыми крышками надежно за-
щищает ее как от внутренних, так и от внешних
разрушающих факторов.
Жидкометаллические реакторы
Одно из преимуществ жидкометаллического
теплоносителя заключается в возможности рабо-
тать при низких давлениях в первом контуре.
Кроме того, высокий коэффициент теплоотдачи
от оболочки тепловыделяющих элементов к теп-
лоносителю позволяет при той же температуре
оболочки получать более высокие температуры
теплоносителя.
Реакторы с жидкометаллическим теплоноси-
телем на быстрых нейтронах разработаны в
США, Франции, Великобритании, Германии,
Японии и России. Однако широкого распростра-
нения в мире быстрые реакторы не получили.
Стимулами, активизирующими разработку и
строительство быстрых реакторов, является вы-
26 ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №14/2006
ÑÈÑÒÅÌͲ ÄÎÑ˲ÄÆÅÍÍß ÒÀ ÊÎÌÏËÅÊÑͲ ÏÐÎÁËÅÌÈ ÅÍÅÐÃÅÒÈÊÈ
сокий 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
ВВЭР по топливной и энергетической эффектив-
ности. В них достигается более эффективное ис-
пользование оксидного топлива: в реакторе
БН-600 (Россия) до 12% по тяжелым атомам (от-
ношение массы продуктов деления к массе тяже-
лых атомов); в реакторах Феникс (Франция) и
PFR (Великобритания) – до 20%; в эксперимен-
тальных реакторах США – до 18%, в то время как
в тепловых реакторах эффективность использо-
вания 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 эконо-
мии обогащенного урана в ядерной энергетике.
Реакторы с натриевым теплоносителем
В результате исследований различных жид-
кометаллических теплоносителей разработчики
проектов реакторов-размножителей во всех
странах остановили свой выбор на натрии ввиду
его исключительно благоприятных теплофизи-
ческих свойств, совместимости со многими
конструкционными материалами, низкой стои-
мости.
В настоящее время в России единственным
постоянно действующим коммерческим реакто-
ром-размножителем является БН-600 (Третий
блок Белоярской АЭС). Компоновка реакторной
установки интегральная, бакового типа – актив-
ная зона, насосы, промежуточные теплообменни-
ки и биологическая защита размещены в корпусе
реактора. Пространство между уровнем теплоно-
сителя и крышкой реактора заполнено аргоном.
Схема энергоблока трехконтурная: теплоно-
ситель первого и второго контура – натрий, тре-
тьего контура – вода. В таблице 2 приведены ос-
новные характеристики энергоблока с реактора-
ми БН [5-7].
Основные недостатки реакторов с натриевым
теплоносителем связаны с пожароопасностью
натрия при контакте его с водой и воздухом. Это
требует разработки специальных технических ре-
шений, исключающих утечку натрия и предот-
вращающих его возгорание. По удельным капи-
тальным затратам быстрые реакторы с натрие-
вым охлаждением проигрывают легководным ре-
акторам. Быстрые реакторы обладают многими
качествами, предъявляемыми к реакторам нового
поколения [8, 9]: устойчивая отрицательная об-
ратная связь при возмущениях по мощности и
температуре; отсутствие эффектов типа ксеноно-
вого отравления реактора с последующим вводом
положительной реактивности; высокая стабиль-
ность нейтронных полей; невозможность образо-
вания локальной критической массы в активной
зоне даже при сильных возмущениях нейтрон-
ных полей; значительные запасы до кризиса ки-
пения; удержание натрием значительной доли
радиоактивных осколков деления в случае их вы-
хода из твэлов в теплоноситель; низкая коррози-
онная активность натрия по отношению к конс-
трукционным материалам.
В России разработан проект быстрого реакто-
ра БН-800. Его сооружение ведется на Белояр-
ской АЭС (блок №4) [10]. Проект БН-800 допол-
нен новыми по сравнению с БН-600 решениями:
– пассивной защитой из трех взвешенных в
потоке натрия поглощающих стержней, падаю-
щих в активную зону при снижении расхода до
50% от номинального;
– системой отвода остаточного тепловыделе-
ния через воздушные теплообменники;
– локализующим устройством для сбора и
удержания фрагментов активной зоны в случае
ее расплавления при запроектных авариях;
– пассивными устройствами для отсечки по-
тока теплоносителя при течах трубопроводов
Параметры БН-600 БН-800 БН-1800
Тепловая мощность, МВт 1470 2100 4000
Электрическая мощность,
МВт
613 793 1800
КПД, % 41,7 37,7 46,2
Число контуров теплообмена 3 3 3
Глубина выгорания, ГВт·сут./т 60 66
Температура натрия на
входе/выходе реактора, °С
365/550 354/547 410/575
Расход натрия в первом
контуре, т/ч
24000
Давление пара в
парогенераторе, МПа
14 25
Температура пара в
парогенераторе, °С
505 495 525
Температура промперегрева, °С 505 525
Удельная материалоемкость,
т/МВт
15 12
Удельные капитальные
затраты, долл./кВт
1625 849
ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №14/2006 27
ÑÈÑÒÅÌͲ ÄÎÑ˲ÄÆÅÍÍß ÒÀ ÊÎÌÏËÅÊÑͲ ÏÐÎÁËÅÌÈ ÅÍÅÐÃÅÒÈÊÈ
Таблица 2
первого контура, выходящих за пределы корпуса
реактора.
Технические характеристики реакторной ус-
тановки с БН-800 приведены в таблице 2.
Увеличение тепловой мощности с 1470 МВт в
БН-600 до 2100 МВт в БН-800 в неизменном
корпусе, использование моноблочной схемы с од-
ним турбогенератором и паровым промежуточ-
ным перегревом, усовершенствование и сокраще-
ние числа вспомогательных систем привело к су-
щественному снижению удельной металлоемкос-
ти реакторной установки с 13 т/МВт в БН-600 до
9,7 т/МВт в БН-800.
В быстрых реакторах имеется возможность
выжигать младшие актиноиды путем их добавле-
ния к основному топливу. Так, при введении в
топливо БН-800 3,5% примесей в виде оксидов
обеспечивается их выжигание в количестве 100
кг/год [8].
Большую опасность для окружающей среды
представляет высокофоновый плутоний, кото-
рый нарабатывается в тепловых реакторах. Реак-
тор БН-800 за один год работы способен перевес-
ти 200 кг высокофонового плутония в низкофо-
новый, что невозможно сделать в тепловых реак-
торах.
Важной особенностью быстрых реакторов яв-
ляется возможность накопления в зонах воспро-
изводства достаточно чистого 233U. Схемы его на-
копления разнообразны и могут сочетаться с вы-
жиганием актиноидов. Наработанный 233U целе-
сообразно использовать в реакторах на тепловых
нейтронах.
Быстрые реакторы наиболее подготовлены к
использованию уран-плутониевого топлива, в
том числе на основе оружейного плутония. Рабо-
тающий на обогащенном уране БН-600 способен
потреблять до 600 кг плутония в год. В России за-
вершена разработка и лицензирование проекта
реакторной установки с БН-800.
Дальнейшее совершенствование быстрых ре-
акторов серии БН осуществлено в проекте реак-
тора БН-1800 (табл. 2). В проект заложены как
уже апробированные технические решения, так и
новые, повышающие безопасность и экономич-
ность энергоблока [7]:
– увеличение КПД паросилового цикла до
45,5-47% в результате повышения температуры
теплоносителя трех контуров, использования ра-
бочего тела третьего контура с закритическим
давлением, применения схемы с натриевым про-
межуточным перегревом пара, оптимизации
конструкции и схемы турбоустановки;
– повышение проектного срока службы энер-
гоблока до 60 лет;
– увеличение интервала между перегрузками
топлива до 1,5-2 лет;
– применение двух корпусов парогенераторов
со сверхкритическими параметрами острого пара
в первом корпусе и промперегревом во втором;
– использование новых конструктивных ре-
шений в перегрузке топлива с исключением про-
межуточных барабанов хранения тепловыделяю-
щих сборок;
– реализация системы аварийного расхола-
живания на естественной циркуляции по двум
контурам;
– применение нитридного топлива, обеспечи-
вающего коэффициент воспроизводства актив-
ной зоны около единицы, натриевый пустотный
эффект по активной зоне в целом около нуля;
– реализация экономичного топливного цик-
ла, обеспечивающего сжигание актиноидов и тех-
нологическую поддержку режима нераспростра-
нения делящихся материалов – исключение ста-
дии топливного цикла с выделением плутония в
чистом виде;
– использование топлива одного обогащения,
что значительно упрощает схему топливного
цикла.
Отмечается существенное снижение удель-
ных капитальных затрат, что делает энергоблок с
БН-1800 конкурентоспособным.
Япония располагает двумя исследовательски-
ми быстрыми реакторами с натриевым теплоно-
сителем "Ждойо" мощностью 40 МВт(э) и "Мон-
дзю" мощностью 280 МВт(э) [11]. На них ведут-
ся исследования с целью разработки проекта де-
монстрационного реактора FBR мощностью
660 МВт(э). В Японии считают, что в будущем
такие реакторы должны стать важным компонен-
том национальной энергетики наравне с ее осно-
вой – водоохлаждаемыми реакторами, для созда-
ния замкнутого топливного цикла. На этом реак-
торе проводятся работы, связанные с изготовле-
нием ядерного топлива с глубиной выгорания
130 ГВт·сут./т, исследованиями нитридного топ-
лива и ТВС, загруженными младшими актинои-
дами (в частности нептунием).
В США ведутся работы с целью создания пер-
спективного реактора с внутренне присущей бе-
зопасностью. Предпочтение отдано быстрому ре-
актору с натриевым теплоносителем интеграль-
ной компоновки PRISM мощностью 155 МВт(э).
В проект реактора PRISM закладываются следу-
ющие принципиальные решения: интегральная
28 ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №14/2006
ÑÈÑÒÅÌͲ ÄÎÑ˲ÄÆÅÍÍß ÒÀ ÊÎÌÏËÅÊÑͲ ÏÐÎÁËÅÌÈ ÅÍÅÐÃÅÒÈÊÈ
конструкция первого контура заводского изго-
товления; металлическое топливо; электрохими-
ческая регенерация отработавшего и изготовле-
ние свежего топлива литьем под давлением; рас-
положение установки по регенерации и изготов-
лению твэлов на площадке АЭС; сжигание в ре-
акторе актиноидов, содержащихся в отходах
атомной промышленности [12]. Тепловая мощ-
ность реактора PRISM составляет 520 МВт, топ-
ливо – сплав урана, плутония (27%) и циркония
(10%). Глубина выгорания топлива 150
ГВт·сут./т [13].
Технологическая схема реакторной установки
– трехконтурная. Первый контур – герметичная
замкнутая система, включающая активную зону,
два промежуточных теплообменника Na-Na, че-
тыре электромагнитных насоса, шесть приводов
управляющих стержней. Характерные особен-
ности реактора: сильные отрицательные обрат-
ные связи по реактивности; пассивный способ от-
вода остаточного тепловыделения; высокие запа-
сы по сейсмостойкости; глубоко эшелонирован-
ная защита путем использования множествен-
ных барьеров, предотвращающих вынос радиоак-
тивности и уменьшающих возможности перехода
к тяжелым авариям; подземное расположение ре-
акторной установки (с наземным расположением
паротурбинной установки).
Франция имеет две реакторные установки с
жидкометаллическими реакторами на быстрых
нейтронах Phenix мощностью 250 МВт(э) и Su-
per Phenix мощностью 1242 МВт(э). Компоновка
реактора Super Phenix – баковая интегральная с
расположением четырех циркуляционных насо-
сов и восьми промежуточных теплообменников в
основном корпусе. Технологическая схема реак-
торной установки трехконтурная. Имеются зоны
воспроизводства плутония – верхняя, нижняя и
боковая. В настоящее время эксплуатируется
только реактор Phenix, реактор Super Phenix ос-
тановлен по политическим и экономическим со-
ображениям [14].
Реакторы со свинцовым теплоносителем
С конца 1980-х годов в России разрабатывает-
ся концепция быстрого реактора с естественной
(внутренне присущей) безопасностью, нитрид-
ным уран-плутониевым топливом и свинцовым
теплоносителем – БРЕСТ. Основные отличия
концепции реактора БРЕСТ от традиционных
быстрых реакторов с натриевым теплоносителем
[15]: использование плотного нитридного топли-
ва равновесного состава с выгоранием около 10%
по тяжелым атомам; исключение уранового блан-
кета и производства плутония оружейного качес-
тва; использование тяжелого теплоносителя c
высокой температурой кипения – свинца; ис-
пользование бесчехловых ТВС с разреженной ре-
шеткой; наличие пассивных систем расхолажива-
ния и отвода остаточных тепловыделений.
В проекте реактора БРЕСТ реализуется
двухконтурная схема отвода тепла к турбине со
сверхкритическими параметрами пара и проме-
жуточным паро-паровым перегревом. Предпо-
лагается организовать переработку топлива не-
посредственно на АЭС, чтобы исключить тран-
спортировку большой массы высокоактивных и
делящихся материалов. Разрабатывается проект
опытно-демонстрационной установки БРЕСТ-
ОД-300 мощностью 300 МВт(э) и БРЕСТ-1200
мощностью 1200МВт(э). Основные техничес-
кие характеристики реакторов представлены в
таблице 3 [16].
Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 обору-
дована реактором корпусного типа интегральной
компоновки с размещением в одном корпусе ак-
тивной зоны с органами управления и защиты,
четырех парогенераторов, двух теплообменников
системы аварийного охлаждения и двух цирку-
ляционных насосов [17]. Над уровнем свинца
Параметры БРЕСТ-
1200
БРЕСТ-
ОД-300
СВБР-
75/100
LSPR
Тепловая мощность,
МВт
2800 700 280 150
Электрическая
мощность, МВт
1200 300 100 53
Диаметр активной
зоны, м
4,75 2,3 1,64 3,4
Высота активной
зоны, м
1,1 1,1 0,9 5,2
Топливная загрузка, т 60 16
Температура на
входе/выходе, °С
420/540 420/540 320/482 507/357
Максимальная
температура
оболочки твэл, °С
650 650
Давление пара в
парогенераторе, МПа
24,5 24,5 9,5 6,47
Температура пара, °С 525 525 306 277
Температура
питательной воды, °С
350 350 240,9 207
Температура
промперегрева, °С
500 500
КПД, % 43 43 35,7 35
Срок эксплуатации,
лет
60 60 50-60
ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №14/2006 29
ÑÈÑÒÅÌͲ ÄÎÑ˲ÄÆÅÍÍß ÒÀ ÊÎÌÏËÅÊÑͲ ÏÐÎÁËÅÌÈ ÅÍÅÐÃÅÒÈÊÈ
Таблица 3
создана газовая подушка из аргона с избыточным
давлением около 0,1 МПа.
В связи с опасностью застывания свинца в
межтрубном пространстве парогенератора при
всех эксплуатационных режимах температура
питательной воды должна быть не ниже 340°С.
Для этого в технологическую схему энергоблока
включены специальные смешивающие подогре-
ватели питательной воды высокого давления и
высокотемпературные питательные насосы.
Одним из серьезных препятствий к примене-
нию свинца в атомной энергетике является его
высокая коррозионная активность по отношению
к конструкционным материалам вследствие по-
вышенной растворимости в нем их основных и
легирующих компонентов [18, 19].
В реакторе со свинцовым теплоносителем
риск возникновения гидроудара в десятки раз
больше, чем в водо-водяных реакторах. Возник-
новение гидроудара возможно в результате рез-
кого перекрытия проходного сечения на любом
участке циркуляции теплоносителя. Одним из
наиболее опасных событий с этой точки зрения
может быть внезапная остановка главного цирку-
ляционного насоса [20].
Хотя в случае свинцового теплоносителя
опасность недопустимых радиационных последс-
твий при контакте свинца первого контура с во-
дой отсутствует, но остается опасность перео-
прессовки первого контура и масштабного разру-
шения активной зоны при возможном воздейс-
твии импульса давления в случае разгерметиза-
ции теплообменной поверхности парогенератора.
Свинец способствует уменьшению радиаци-
онного повреждения конструкций реактора и
шахты, что приводит к продлению срока службы,
упрощению демонтажа реактора и снижению
объемов радиоактивных отходов. Как и в любом
быстром реакторе, здесь можно эффективно сжи-
гать актиноиды [21]. В настоящее время проект
реактора БРЕСТ-ОД-300 проходит процедуру
лицензирования.
Реакторы со свинцово-висмутовым
теплоносителем
В России на базе ядерных реакторов для под-
водных лодок разработан концептуальный про-
ект модульного свинцово-висмутового быстрого
реактора СВБР-75/100 с внутренне присущей бе-
зопасностью. В проекте реализованы следующие
основные подходы и технические решения
[22, 23]: моноблочная (интегральная) компонов-
ка оборудования первого контура бассейнового
типа с полным исключением арматуры и трубоп-
роводов свинцово-висмутового теплоносителя;
использование двухконтурной схемы теплоотво-
да; обеспечение естественной циркуляции тепло-
носителя в теплоотводящих контурах, достаточ-
ной для расхолаживания реактора; размещение
реакторного моноблока со страховочным корпу-
сом в баке системы пассивного отвода тепла, за-
полненного водой и выполняющего также фун-
кцию нейтронной защиты; единовременная выг-
рузка всего топлива по окончании кампании, заг-
рузка свежего топлива в составе собранной вне
реактора активной зоны.
В связи с более высокой по сравнению с дру-
гими жидкометаллическими теплоносителями
стоимостью свинцово-висмутового теплоносите-
ля в проекте разработаны меры по уменьшению
его удельной массы. Для этого выбраны опти-
мальные размеры активной зоны, обеспечиваю-
щие коэффициент воспроизводства около едини-
цы при мощности реактора 100 МВт. Еще одним
путем снижения удельной массы теплоносителя
является увеличение его средней скорости и
уменьшение длины контура циркуляции, устра-
нение внутриреакторного хранилища отработан-
ного ядерного топлива и внутриреакторных меха-
низмов перегрузки топлива, свойственных быс-
трым реакторам с натриевым теплоносителем.
В результате удельная масса висмута для СВБР-
75/100 составляет 1100 кг/МВт. Основные харак-
теристики СВБР-75/100 приведены в таблице 3.
Гибкость реактора СВБР-75/100 по отноше-
нию к технологиям топливного цикла позволяет
работать на том виде топлива, который является
наиболее эффективным [23]. Габариты реактор-
ного моноблока 4,5x7,5 м и масса с теплоносите-
лем и топливом 495 т позволяют его транспорти-
ровку железнодорожным и водным транспортом.
Транспортировка топлива в реакторном моноб-
локе с затвердевшим свинцово-висмутовым теп-
лоносителем исключает риск ядерной и радиаци-
онной аварии и создает дополнительный техни-
ческий барьер на пути хищения топлива.
Фактором, сдерживающим использование
свинцово-висмутового теплоносителя в крупно-
масштабной ядерной энергетике, является его
высокая стоимость. Кроме того, сохраняется
проблема коррозии конструкционных материа-
лов [19].
В Японии разрабатывается концепция мо-
дульного реактора повышенной безопасности на
быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым
теплоносителем LSPR (табл. 3) [24]. Реакторный
30 ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №14/2006
ÑÈÑÒÅÌͲ ÄÎÑ˲ÄÆÅÍÍß ÒÀ ÊÎÌÏËÅÊÑͲ ÏÐÎÁËÅÌÈ ÅÍÅÐÃÅÒÈÊÈ
модуль содержит активную зону, два циркуляци-
онных насоса и два змеевиковых парогенератора,
размещенных в корпусе реактора. Габариты реак-
торного модуля – диаметр 5,2 м, высота 15,2 м,
что позволяет обеспечить его транспортировку
при заводском изготовлении.
К преимуществам реакторов малой мощности
следует отнести то, что такие реакторы значи-
тельно менее требовательны в отношении площа-
док размещения. Область применения таких ре-
акторов шире. Можно ожидать, что они будут об-
ладать более высоким импортным потенциалом,
чем реакторы большой мощности, с учетом рас-
ширения рынка развивающихся стран.
Жидкосолевые реакторы
В настоящее время в Японии, России, Фран-
ции и США возрастает интерес к жидкосолевым
реакторам (Molten Salt Reactors – MSR). В MSR
топливо представляет собой расплавленную
смесь фторидов лития и бериллия с растворен-
ными в ней фторидами тория и 233U. Активная
зона состоит из графита без оболочки, размещен-
ного таким образом, чтобы обеспечить истечение
солей при температуре около 700°С. Тепло пере-
дается второму солевому контуру и затем пару.
Продукты деления растворяются в солевом рас-
плаве, непрерывно удаляются из него в специаль-
ной петле и заменяются на 232Тh или 238U. Акти-
ноиды остаются в реакторе, пока не распадутся
или не превратятся в высшие, также делящиеся
актиноиды.
Достоинства топливного цикла MSR: высоко-
активные отходы состоят только из короткожи-
вущих продуктов деления; малое количество ору-
жейного делящегося материала; малое потребле-
ние топлива; безопасность ввиду пассивного ох-
лаждения при любой мощности системы.
В разрабатываемом в США варианте MSR ис-
пользуется топливо, аналогичное топливу в вы-
сокотемпературных газовых реакторах, и схожий
топливный цикл. Соль служит теплоносителем,
что позволяет достичь температур порядка
1000°С при низком давлении. Установка может
быть использована в термохимическом произ-
водстве водорода.
Газоохлаждаемые реакторы
Анализ опыта развития газоохлаждаемых ре-
акторов в Великобритании, Франции, Германии,
Швейцарии и Чехословакии показал, что на на-
чальном этапе развития (50-60-е годы прошлого
столетия) это направление оказалось неконку-
рентоспособным по сравнению с легководными
реакторами. В результате доля электроэнергии,
вырабатываемой на АЭС с газоохлаждаемыми
реакторами, неуклонно сокращается. Однако в
связи с изменениями приоритетов в электро- и
теплоэнергетике, когда на первый план может
выйти необходимость высокотемпературного
тепла для производства, например, водорода как
основного источника энергии будущего, роль
высокотемпературных реакторов может сущес-
твенно возрасти. Традиционные реакторы с во-
дяным и жидкометаллическим охлаждением в
этой области вряд ли могут составить конкурен-
цию газоохлаждаемым реакторам. Этим объяс-
няется возросший интерес к разработкам таких
реакторов как на тепловых, так и на быстрых
нейтронах.
Использование для газоохлаждаемых реакто-
ров быстрого спектра нейтронов может помочь в
решении таких важных проблем, как минимиза-
ция радиоактивных отходов за счет организации
замкнутого топливного цикла и воспроизводство
ядерного топлива.
Реакторы с гелиевым теплоносителем
Первоначально основными достоинствами га-
зовых реакторов на тепловых нейтронах с графи-
товым замедлителем (AGR) считали возмож-
ность использования природного урана, дешево-
го замедлителя (графита) и теплоносителя СО2.
Наряду с этим отмечали существенные недостат-
ки реакторов AGR: большие размеры активной
зоны; плохие теплофизические свойства газа;
взаимодействие углекислого газа с графитом под
облучением при температурах свыше 600°С.
Переход к шаровым твэлам (в которых топли-
во диспергировано в графитовой матрице), ис-
пользование непроницаемых оболочек на твэлах,
замена углекислого газа гелием, который допус-
кает работу при температуре до 1000°С, повыше-
ние давления привели к совершенно новой конс-
трукции активной зоны. Такие газовые реакторы
получили название высокотемпературных газо-
вых реакторов (ВТГР). Они существенно расши-
ряют сферу возможного применения ядерных
энергетических установок – в электроэнергетике,
нефтехимии, металлургии. С точки зрения безо-
пасности ВТГР надежнее легководных реакторов
по следующим причинам:
– исключен опасный всплеск реактивности при
быстром изменении плотности теплоносителя;
– при сбросе давления не происходит быстро-
го изменения интенсивности теплосъема;
ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №14/2006 31
ÑÈÑÒÅÌͲ ÄÎÑ˲ÄÆÅÍÍß ÒÀ ÊÎÌÏËÅÊÑͲ ÏÐÎÁËÅÌÈ ÅÍÅÐÃÅÒÈÊÈ
– корпус из предварительно напряженного
железобетона не может внезапно разорваться в
отличие от стального корпуса;
– большая теплоемкость графита аккумули-
рует тепло, выделяющееся в топливе;
– микротопливо с многослойным покрытием
надежно удерживает радиоактивные продукты
деления.
Исследования показали, что уровень самоза-
щищенности реактора ВТГР тем выше, чем мень-
ше его размеры, плотность энерговыделения и
температура топлива. В этом случае появляется
возможность организовать отвод остаточного
тепла пассивными средствами (естественная
конвекция, теплопроводность, излучение).
В ЮАР разрабатывается модульный реак-
тор PBMR на тепловых нейтронах с гелиевым
теплоносителем и насыпной активной зоной
(табл. 4) [25].
Технологическая схема энергоблока – одно-
контурная с газотурбинным приводом электроге-
нератора. Циркуляция газового теплоносителя
осуществляется двумя компрессорами (низкого
и высокого давления) с газотурбинными приво-
дами и охлаждением газов в рекуператоре и холо-
дильниках. Реактор и все системы первого конту-
ра размещены в корпусе под давлением, а газовая
турбина, электрогенератор, компрессоры и теп-
лообменники – в отдельном блоке.
Среднее обогащение топливной загрузки сос-
тавляет 5-6%, а выгорание достигает 80 ГВт сут./т.
Удельные капитальные затраты на сооружение
энергоблока составляют около 1000 долл./кВт
[26]. В 2006 году должен быть построен прототип-
ный реактор.
В США осуществляется более крупный про-
ект "Газотурбинный модульный гелиевый реак-
тор" (GT-MHR) электрической мощностью 285
МВт (табл. 4). Технологическая схема энергобло-
ка такая же, как в PBMR. В установке GT-MHR
энергетическая турбина и компрессоры низкого
и высокого давления находятся на одном валу.
Турбогенераторная часть представляет собой са-
мостоятельный блок, связанный патрубком "тру-
ба в трубе" с реакторным модулем.
Существенное преимущество энергоблока –
высокий уровень ядерной безопасности, обуслов-
ленный отрицательным температурным коэффи-
циентом реактивности активной зоны. Кроме то-
го, реактор обладает уникальной особенностью –
он способен выдержать полную потерю теплоно-
сителя без расплавления активной зоны [27].
Низкая плотность энерговыделения в активной
зоне и конструктивное блочно-модульное испол-
нение обеспечивают пассивное, без каких-либо
систем аварийного расхолаживания, рассеивание
остаточных тепловыделений в окружающую сре-
ду без повреждения твэлов.
Цилиндрическая активная зона состоит из
102 гексагональных колонн топливных элемен-
тов из графитовых блоков с каналами для про-
хождения гелия и стержней системы управления
и защиты. Блоки графитового рефлектора нахо-
дятся как внутри, так и вокруг активной зоны.
Каждые 18 месяцев происходит перегрузка поло-
вины активной зоны.
В качестве топлива в GT-MHR применяется
оксикарбид урана в виде сферических частиц с
многослойным покрытием из пористого буфер-
ного слоя углерода, карбида кремния и пироли-
тического углерода. Из сферических частиц фор-
мируют цилиндрические твэлы, которые встав-
ляют в графитовые блоки.
В активной зоне GT-MHR может быть исполь-
зовано топливо на основе урана с применением в
качестве делящегося материала оружейного плу-
тония. По мнению американских специалистов
выгорание плутония будет достигать 95% [27].
Проект разрабатывает компания Дженерал
Атомик в сотрудничестве с Минатомом России
при поддержке компаний Франции и Японии
[28]. Предполагается, что сначала реактор будет
использоваться для сжигания чисто оружейного
плутония в г. Северске (Россия). Ожидается,
что удельные капитальные затраты составят
1100 долл./кВт [26].
Параметры PBMR GT-MHR
Тепловая мощность, МВт 265 600
Электрическая мощность, МВт 117 284
КПД, % 44,2 47,3
Температура на входе/выходе
активной зоны, °С
536/900 491/850
Давление на выходе активной зоны,
МПа
7 7
Расход гелия, кг/с 140 320
Давление на входе/выходе турбины,
МПа
4,4/2,6 7,0/2,6
Температура на входе/выходе
горячей стороны реакуператора, °С
553/137 511/125
Температура на входе/выходе
холодной стороны реакуператора, °С
104/536 105/491
Скорость набора мощности,
МВт/мин
10
Среднее выгорание топлива,
ГВт·сут./т
80
32 ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №14/2006
ÑÈÑÒÅÌͲ ÄÎÑ˲ÄÆÅÍÍß ÒÀ ÊÎÌÏËÅÊÑͲ ÏÐÎÁËÅÌÈ ÅÍÅÐÃÅÒÈÊÈ
Таблица 4
Реакторы, охлаждаемые углекислым газом
В последнее время существенно возрос инте-
рес к разработке нового поколения быстрых газо-
охлаждаемых реакторов, которые способны по-
мочь в решении таких проблем для энергетики
будущего, как минимизация количества радиоак-
тивных отходов за счет организации замкнутого
топливного цикла и воспроизводства ядерного
топлива. Среди рассматриваемых концепций
можно выделить три направления [26]:
1. Разработка быстрого реактора с шаровой
засыпкой PB-GCFR с целью удовлетворения тре-
бований к реакторам четвертого поколения с точ-
ки зрения улучшения безопасности, нераспрос-
транения делящихся материалов, минимизации
отходов и снижения стоимости. Разработка спон-
сируется Министерством энергетики США.
2. Создание специализированного реактора
для утилизации отходов. Разработка такого реак-
тора ведется в Японии в рамках реализации кон-
цепции двухуровневого топливного цикла.
3. Разработка быстрого реактора, охлаждае-
мого углекислым газом (СО2), получившая под-
держку как в США, так и в Европе.
Во многих коммерческих газовых реакторах
в качестве теплоносителя используется углекис-
лый газ. В настоящее время в Великобритании
реакторы на тепловых нейтронах с таким тепло-
носителем (AGR) производят 20% электро-
энергии.
При создании нового высокотемпературного
газового реактора на быстрых нейтронах GCFR
электрической мощностью 660 МВт учитывался
опыт, накопленный при разработке и эксплуата-
ции реакторов AGR. Адаптация технологии AGR
к разработке проекта быстрого реактора основана
на следующем [29]:
– в реакторе на быстрых нейтронах отсутству-
ет графитовый замедлитель, что упрощает и уде-
шевляет систему циркуляции теплоносителя;
– исключение графитового замедлителя сни-
жает потребность в углекислом газе.
В проекте GCFR предусмотрена двухконтур-
ная технологическая схема с использованием па-
ровой турбины и с паро-паровым перегревом.
Температура газа на выходе реактора 625°С, дав-
ление 4,35 МПа.
При докритическом давлении пара перед тур-
биной КПД энергоблока с GCFR оценивается ве-
личиной 36% [29], при сверхкритическом давле-
нии пара может достигать 40%. В проектах быс-
трых реакторов с газовым (СО2) теплоносителем
предполагают использовать топливные стержни
на основе PuO2/UO2. Для повышения эффектив-
ности теплопередачи и поддержания температу-
ры оболочки на требуемом уровне (675°С) тепло-
выделяющие стержни должны иметь многоходо-
вое спиральное оребрение.
Для первого реактора GCFR выбор величины
максимального выгорания 100 ГВт·сут./т обус-
ловлен энергонапряженностью топлива, при ко-
торой однократная его загрузка обеспечивает пя-
тилетний ресурс работы активной зоны.
В реакторе на быстрых нейтронах возможно пол-
ное рециклирование плутония, а для компенсации
влияния выгорания топлива на реактивность необ-
ходимо вводить только обедненный уран. Проведен-
ные исследования показали, что реактор GCFR мож-
но использовать как для наработки топлива для но-
вых реакторов, так и для уничтожения отходов отра-
ботавшего ядерного топлива, при этом влияние об-
разующихся актиноидов на нейтронно-физические
характеристики реактора незначительно.
При разработке систем безопасности реактора
GCFR основное внимание уделяется обеспечению
внутренне присущей и пассивной безопасности.
Наиболее серьезной аварией реактора является
потеря давления теплоносителя в результате нару-
шения герметичности контура циркуляции. В ре-
акторе GCFR предусмотрены емкости для хране-
ния жидкого углекислого газа под давлением, ко-
торый подается в корпус реактора в случае аварии
с разгерметизацией контура циркуляции.
На первом этапе эксплуатации этих реакто-
ров их задачей является уничтожение долгожи-
вущих тяжелых металлов, образованных в легко-
водных реакторах. В дальнейшем они могут быть
использованы для уничтожения собственных на-
капливаемых радиоактивных материалов. Важно
то, что реактор на быстрых нейтронах сохраняет,
в случае необходимости, возможность воспроиз-
водства топлива на основе плутония. Следова-
тельно, при изменении ситуации в ядерной энер-
гетике реактор может быть временно переведен в
режим воспроизводства. После наработки доста-
точного количества топлива быстрые реакторы
можно опять эксплуатировать в режиме сжига-
ния плутония.
Выводы
Усилия специалистов различных стран нап-
равлены на создание реакторов четвертого поко-
ления, обладающих свойствами внутренне при-
сущей безопасности, эффективности использова-
ния топлива, экономической эффективности,
снижения количества высокорадиоактивных от-
ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №14/2006 33
ÑÈÑÒÅÌͲ ÄÎÑ˲ÄÆÅÍÍß ÒÀ ÊÎÌÏËÅÊÑͲ ÏÐÎÁËÅÌÈ ÅÍÅÐÃÅÒÈÊÈ
ходов, расширения топливной базы, способнос-
тью к нераспространению ядерных делящихся
материалов.
В настоящее время определены шесть направ-
лений развития технологий ядерных реакторов:
реакторы на быстрых нейтронах с жидкометал-
лическим (натрий, свинец) и газовым теплоноси-
телем и реакторы на тепловых нейтронах, охлаж-
даемые водой со сверхкритическим давлением,
гелием и расплавленными солями.
34 ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №14/2006
ÑÈÑÒÅÌͲ ÄÎÑ˲ÄÆÅÍÍß ÒÀ ÊÎÌÏËÅÊÑͲ ÏÐÎÁËÅÌÈ ÅÍÅÐÃÅÒÈÊÈ
1. Бартоломей Г.Г. Тяжеловодные энергетические реакторы//Теплоэнергетика. 1983. – №2. – С.72-74.
2. Perera J Developing a passive heavy water reactor // Nuclear Engineering International. 2003. v. 48, N584, p.13-16.
3. Владимирский В.В., Ильичев Б.И., Караваев Г.Н. и др. Ядерная энергетическая установка с тяжеловодным реактором по-
вышенной безопасности// Атомная энергия. 1989 т.61, ВЫП.5.-С.307-314.
4. Мурогов В.М., Субботин В.И., Каграманян B.C. и др. Стимулы развития быстрых реакторов с натриевым теплоносите-
лем// Атомная энергия. 1993 т.74, вып.4. – С.285– 290.
5. Троянов М.Ф., Поплавский В.М., Каграманян B.C. и др. Дороже ли сооружение быстрых реакторов по сравнению с тепло-
выми в современной ядерной энергетике России?//Атомная энергия. 1995 т.78, вып.1. – С.3-8.
6. Кочетков Л.А., Кирюшин А.И., Ошканов Н.И. Быстрые реакторы с натриевым охлаждением в России – взгляд за 2000 г. //
Атомная энергия. 1993 т.74, вып.4 – С.282-285.
7. Поплавский В.М., Цибуля A.M., Камаев А.А. и др. Перспективный натриевый быстрый реактор БН-1800, удовлетворяю-
щий требованиям ядерной энергетики XXI века // Атомная энергия. 2004 т.96, вып.5 – С.335-342.
8. Ермаков Н.И., Мурогов В.М., Троянов М.Ф. и др. Быстрые реакторы: опыт разработки, создания и эксплуатации, перспек-
тивы развития// Атомная энергия. 1994 т.76, вып. 4. – С.339-345.
9. Митенков Ф.М. Перспективы развития быстрых реакторов– размножителей // Атомная энергия. 2002 т.92, вып.6. –
С.423-432.
10. Поплавский В.М. Быстрые реакторы. Состояние и перспективы // Атомная энергия.2004 т.96, вып5. – С327-335.
11. Румянцев В.В. Развитие жидкометаллических быстрых реакторов– размножителей //Атомная техника за рубежом.
1992. – №4. – С. 10-13.
12. Ринейский А.А. Совещание МРГ по быстрым реакторам МАГАТЭ // Атомная энергия 1989 т.67, вып.5. – С.363-365.
13. Щеклейн СЕ. АЭС нового поколения с ядерными реакторами пассивной безопасности. Екатеринбург. Изд УПИ. 1998. – 94 с.
14. Халатов СВ. Ядерная энергетика мира: отчет-2004 // Атомная техника за рубежом 2005.-№5. – С.30-36.
15. Адамов Е.О., Габараев Б.А., Орлов В.В. Роль ядерной энергетики в крупномасштабной энергетике России XXI века//
Атомная энергия. 2004 т.97, вып. 2. – С.83-91.
16. Лопаткин А.В., Орлов В.В., Сила-Новицкий А.Г. и др. Топливный цикл реакторов БРЕСТ//Атомная энергия. 2000 т.89,
вып. 4. – С.308-314.
17. Филин А.И., Цикунов B.C., Попов СВ. и др. Разработка схем, оборудования и режимов работы второго контура перспек-
тивной АЭС //Теплоэнергетик. 2001. – №6. – С.27-31.
18. Асхабуллин Р.Ш., Юдинцев П.А. Конструкционные материалы для теплоносителя свинец-висмут//Атомная техника
за рубежом. 2002. -№5. – С.10-16.
19. Такахаши К., Токой X. Коррозионное повреждение нержавеющей стали в жидком свинцово-висмутовом сплаве // Атом-
ная техника за рубежом. 2002. – №8. – С.23-26.
20. Столяревский А.Я. Опасность гидроудара в контурах со свинцовым теплоносителем // Атомная энергия. 2002. т.92,
вып.6. – С.495-496.
21. Орлов В.В., Аврорин Е.Н., Адамов Е.О. и др. Нетрадиционные концепции АЭС с естественной безопасностью ( новая ядер-
ная технология для крупномасштабной ядерной энергетики следующего этапа)// Атомная энергия. 1992 т.72, вып.4 С.317-329.
22. Зродников А.В., Тошинский Г.И., Григорьев О.Г. и др. Модульный быстрый реактор малой мощности со свинцово– висму-
товым теплоносителем для многоцелевого применения СВБР-75/100// Атомная энергия. 2004 т.97, вып.2. – С.91-98.
23. Зродников А.В., Тошинский Г.И., Григорьев О.Г. и др. Модульные многоцелевые свинцово– висмутовые быстрые реакто-
ры для ядерной энергетики // Теплоэнергетика. 2005.-№1. – С.16-24.
24. Елагин Ю.П. Исследование стратегии выгорания топлива и свойств безопасности быстрого реактора малой мощнос-
ти // Атомная техника за рубежом. 2003. – № 6. – С.16-19.
25. Толстиков Ю.В. Четвертое поколение газовых реакторов// Атомная техника за рубежом. 1999. – №12. – С.7-13.
26. Елагин Ю.П. Усовершенствованные реакторы // Атомная техника за рубежом. 2003. – №10. – С.3-9.
27. Румянцев В.В. Модульный высокотемпературный гелиевый реактор с газотурбинным генератором – новый источник
электроэнергии для XXI века // Атомная техника за рубежом. 1993. – №12. –С.20-22.
28. Бронников В.А. ЯЭУ на основе модуля газовая турбина-реактор с гелиевым (GT– MHR) теплоносителем // Атомная
техника за рубежом. 2003. – №6. – С.20-22.
29. Греттон К.П. Переоценка концепции реактора на быстрых нейтронах с газовым теплоносителем// Атомная техни-
ка за рубежом. 2004. – №1. – С.22-27.
|
| id | systemreorg-article-287 |
| institution | System Research in Energy |
| keywords_txt_mv | keywords |
| language | Ukrainian |
| last_indexed | 2026-07-19T01:08:55Z |
| publishDate | 2006 |
| publisher | General Energy Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine |
| record_format | ojs |
| resource_txt_mv | systemreorg/68/472ef6398c14299a7debadb78d1fbb68.pdf |
| spelling | systemreorg-article-2872026-07-18T12:57:35Z Directions of the development of nuclear power plant technology. Heavy water, liquid- metal and gas reactors Напрями розвитку технологій ядерних енергетичних установок. Частина II. Важководні, рідко-металеві та газові реактори Kovetskiy Kovetskaya M.M. nuclear power reactor, heat carrier, safety, closed fuel cycle. ядерний енергетичний реактор, теплоносій, безпека, замкнений паливний цикл. We analyze promising technologies of the development of nuclear power plants with heavy water, liquid-metal, and gas reactors. We give an estimate of the possibilities for the enhancement of safety, efficiency of fuel utilization, and creation of a closed fuel cycle. Проаналізовано перспективні технології розвитку ядерних енергетичних установок з важководними, рідкометалевими і газовими реакторами. Оцінено їхні можливості в напрямі підвищення безпеки, ефективності використання палива, створення замкненого паливного циклу. General Energy Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine 2006-12-04 Article Article application/pdf https://systemre.org/index.php/journal/article/view/287 System Research in Energy; No. 2 (14) (2006): The Problems of General Energy; 25-34 Системні дослідження в енергетиці; № 2 (14) (2006): Проблеми загальної енергетики; 25-34 2786-7102 2786-7633 uk https://systemre.org/index.php/journal/article/view/287/234 Copyright (c) 2006 Kovetskiy , Kovetskaya M.M. https://creativecommons.org/publicdomain/zero/1.0 |
| spellingShingle | nuclear power reactor heat carrier safety closed fuel cycle. Kovetskiy Kovetskaya M.M. Directions of the development of nuclear power plant technology. Heavy water, liquid- metal and gas reactors |
| title | Directions of the development of nuclear power plant technology. Heavy water, liquid- metal and gas reactors |
| title_alt | Напрями розвитку технологій ядерних енергетичних установок. Частина II. Важководні, рідко-металеві та газові реактори |
| title_full | Directions of the development of nuclear power plant technology. Heavy water, liquid- metal and gas reactors |
| title_fullStr | Directions of the development of nuclear power plant technology. Heavy water, liquid- metal and gas reactors |
| title_full_unstemmed | Directions of the development of nuclear power plant technology. Heavy water, liquid- metal and gas reactors |
| title_short | Directions of the development of nuclear power plant technology. Heavy water, liquid- metal and gas reactors |
| title_sort | directions of the development of nuclear power plant technology. heavy water, liquid- metal and gas reactors |
| topic | nuclear power reactor heat carrier safety closed fuel cycle. |
| topic_facet | nuclear power reactor heat carrier safety closed fuel cycle. ядерний енергетичний реактор теплоносій безпека замкнений паливний цикл. |
| url | https://systemre.org/index.php/journal/article/view/287 |
| work_keys_str_mv | AT kovetskiy directionsofthedevelopmentofnuclearpowerplanttechnologyheavywaterliquidmetalandgasreactors AT kovetskayamm directionsofthedevelopmentofnuclearpowerplanttechnologyheavywaterliquidmetalandgasreactors AT kovetskiy naprâmirozvitkutehnologíjâdernihenergetičnihustanovokčastinaiivažkovodnírídkometalevítagazovíreaktori AT kovetskayamm naprâmirozvitkutehnologíjâdernihenergetičnihustanovokčastinaiivažkovodnírídkometalevítagazovíreaktori |