Реакторы, охлаждаемые углекислым газом, страница 4

На рис.1.2 наглядно показано изменение по годам показателей АЭС с газоохлаждаемыми реакторами.

1.5  ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ АЭС С ГАЗООХЛАЖДАЕМЫМИ             РЕАКТОРАМИ

Опыт сооружения и эксплуатации АЭС с газоохлаждаемыми реакторами разных типов показывает, что наибольшими потенциальными возможностями и высокими характеристиками обладают АЭС с высокотемпературными реакторами, которые м.б. не только конкурентоспособными с современными, наиболее экономичными АЭС, но и по некоторым показателям превосходить их. Это ставит данный тип АЭС в ряд весьма перспективных для дальнейшего развития ядерной энергетики.

     К достоинствам АЭС с высокотемпературными ядерными реакторами относятся:

-  более высокая экономичность (в сравнении с АЭС с реакторами AGR) ввиду меньших удельных капиталовложений, меньшей стоимости производимой электроэнергии, более высокой глубины выгорания топлива и большого КПД АЭС;

-  меньший расход охлаждающей воды и меньшие сбросы  тепла в окружающую среду (на25% меньше, чем для АЭС с легководными реакторами);

-  возможность осуществления различных топливных циклов с использованием низкообогащенных урана и тория;

-  возможность применения прямого цикла с газовой турбиной и экономичных парогазовых циклов;

-  возможность использования серийных паровых турбин при любых параметрах перегретого пара;

-  использование  высокопотенциального тепла реактора для технологических целей пром. предприятий;

-  высокая надежность (большой отрицательный температурный коэффициент реактивности, меньшая радиоактивность контура и теплоносителя, малая чувствительность твэлов к  колебаниям температур и т.д.);

-  большая, чем у АЭС с легководными реакторами , безопасность АЭС.

Вместе с тем АЭС с ВГР имеют и существенные недостатки:

-  большой объемный расход теплоносителя, что вызывает удорожание всего оборудования первого контура и более высокий расход на собственные нужды станции (в сравнении с АЭС с легководными реакторами);

-  требуют сложной  и дорогой технологии изготовление керамических твэлов (призматических, шаровых );

   Но указанные недостатки не сравнимы с преимуществами высокотемпературных АЭС, поэтому они привлекают внимание во многих странах мира.

    Исследовательские работы по применению высокопотенциального тепла ядерных реакторов в промышленности ведутся в Советском Союзе.

   В ряде стран (ФРГ, США, СССР и др.) ведутся исследовательские работы по реакторам – размножителям на быстрых нейтронах с газовым охлаждением. Проведенные исследования показали преимущество газоохлаждаемых реакторов на быстрых нейтронах с  точки зрения безопасности и экономики. Газоохлаждаемых реакторы на быстрых нейтронах имеют жесткий спектр нейтронов, высокая энергонапряженность топлива, неопасны при проникновении инородного теплоносителя (воды, пара) в реакторный контур и им присущи все достоинства газоохлаждаемых реакторов (химическая инертность теплоносителя, относительно большой отрицательный температурный коэффициент реактивности, ничтожно малое влияние теплоносителя на реактивность и др.).

       Газоохлаждаемых реакторы на быстрых нейтронах в настоящее время развиваются по двум основным направлениям:

1)  разрабатываются реакторы-размножители на быстрых нейтронах с  малой активной зоной и малым временем удвоения( менее 7 лет); к ним относятся реакторы, охлаждаемые гелием под давлением 20 МПа  и четырех окисью азота под давлением 13-17 МПа;

2)  создаются реакторы со сравнительно низкой энергонапряженностью (менее 700 кВт/л), с большим временем удвоения (8-16 лет), к которым относятся реакторы, охлаждаемые гелием или углекислотой под давлением 6-12 МПа.

Ведутся исследования по изучению в качестве теплоносителей диссоциирующих газов. Проведенные проектные и исследовательские работы показали возможность создания газоохлаждаемых реакторов на быстрых нейтронах с малым временем удвоения (7 лет).