Типы ядерных реакторов

Содержание

Слайд 2

Типы реакторов PWR – водо-водяной реактор BWR – водо-водяной кипящий реактор

Типы реакторов

PWR – водо-водяной реактор
BWR – водо-водяной кипящий реактор
PHWR – тяжеловодный

реактор
GCR – газоохлаждаемый реактор
LWGR – водографитовый реактор
FBR – быстрый реактор
HTGR – высокотемпературный газоохлаждаемый реактор
HWGCR – тяжеловодный газоохлаждаемый реактор
HWLWR – тяжеловодный водоохлаждаемый реактор
SGHWR – кипящий тяжеловодный реактор
Слайд 3

Водо-водяной ядерный реактор (PWR) Реактор с легкой водой под давлением Система

Водо-водяной ядерный реактор (PWR)

Реактор с легкой водой под давлением
Система

охлаждения реактора петлевого типа
Патрубки реактора на двух высотах
Нет отверстий ниже входного патрубка
Горизонтальный парогенератор
Шестигранная топливная сборка
Около 1500 реактор*лет эксплуатации
Слайд 4

Первый реактор ВВЭР 1964 — запущен первый реактор ВВЭР, самый мощный

Первый реактор ВВЭР

1964 — запущен первый реактор ВВЭР, самый мощный энергореактор

в мире
Технические решения ВВЭР-210 — традиционные для всех поколений ВВЭР
За 50 лет включено в сеть более 70 блоков ВВЭР
Слайд 5

Изменение основных характеристик ВВЭР

Изменение основных характеристик ВВЭР

Слайд 6

Russia China Iran Ukraine Bulgaria Germany Czech Republic Slovakia Hungary Armenia

Russia

China

Iran

Ukraine

Bulgaria

Germany

Czech
Republic
Slovakia
Hungary

Armenia

Finland

India

Страны с реакторами ВВЭР

Global fleet of VVER type reactors

Continuous commissioning
of VVER

type reactors

23
reactors

Слайд 7

СТРАНОВАЯ ЭКСПЕРТИЗА РЕГИОНАЛЬНЫХ ЦЕНТРОВ 2011 2013 2015 2010 2012 2014 2016

СТРАНОВАЯ
ЭКСПЕРТИЗА
РЕГИОНАЛЬНЫХ ЦЕНТРОВ

2011 2013 2015

2010 2012 2014

2016

Russia, Rostov NPP
Unit 3 - 1000 MW

Russia, Beloyarsk NPP
Unit 4 – 864 MW

Russia, Novovoronezh NPP II, Unit 1 - 1200 MW

Russia, Rostov NPP
Unit 2 - 1000 MW

Russia, Kalinin NPP
Unit 4 - 1000 MW

Iran, Busher NPP
Unit 1 - 1000 MW

India, Kudankulam NPP
Unit 1 - 1000 MW

India, Kudankulam NPP
Unit 2 - 1000 MW

Слайд 8

Первый в мире ВВЭР-1200 поколения 3+ 20.05.2016 – первый атомный блок

Первый в мире ВВЭР-1200 поколения 3+

20.05.2016 – первый атомный блок №6

с ВВЭР-1200 Нововоронежской АЭС последнего поколения 3+ выведен на минимально контролируемый уровень мощности
05.08.2016 – блок включен в сеть и выдал первую энергию в систему
Слайд 9

Топливо для ВВЭР-1200 Топливные таблетки: Состав – UO2 (238U – 95%,

Топливо для ВВЭР-1200

Топливные таблетки:
Состав – UO2
(238U – 95%, 235U – 5%)

Тепловыделяющий

элемент (твэл)
Материал - цирконий
Слайд 10

Активная зона реактора ВВЭР-1200 163 топливные сборки с обогащением 5% до

Активная зона реактора ВВЭР-1200

163 топливные сборки с обогащением 5%
до 121

управляющего стержня

312 тепловыделяющих стержней
18 направляющих трубкок

Слайд 11

Парогенератор в схеме с РУ ВВЭР-1200 Площадь теплообменных труб - 6100

Парогенератор в схеме с РУ ВВЭР-1200

Площадь теплообменных труб - 6100

m2
Количество теплообменных труб 16x1.5 mm – 11000 шт.
Класс безопасности - 1
Сейсмическая категория –1
Коллектор первого контура:
Класс безопасности – 1
Сейсмическая категория –1
Высота – 5.1 м
Максимальный диаметр - 1.2 м
Максимальная толщина стенки – 0.17 м
Слайд 12

Передовые ядерные технологии, реактор поколения 3+ Мощность блока – 1200 МВт

Передовые ядерные технологии, реактор поколения 3+
Мощность блока – 1200 МВт
Эффективность (к.п.д.)

– 36%
Срок службы – не менее 60 лет
Коэффициент технического использования (60 лет) – 92%
Коэффициент использования установленной мощности (60 лет) – 90%
Современные топливные циклы
Межперегрузочный период – до 18 месяцев

Конкурентные характеристики

Слайд 13

Другие проекты водяных реакторов под давлением AP-1000 (Южная Корея) AP-1400 (Южная

Другие проекты водяных реакторов под давлением

AP-1000 (Южная Корея)
AP-1400 (Южная Корея)
PWR (США)
EPR

(Франция, Германия)
CAP-1400 (Китай)
Слайд 14

Кипящие водо-водяные ядерные реакторы

Кипящие водо-водяные ядерные реакторы

Слайд 15

ВК-50 Работает с 1965 года в НИИАР В верхней части корпуса

ВК-50

Работает с 1965 года в НИИАР
В верхней части корпуса реактора происходит

разделение пара и воды.
Гравитационная сепарация пара.
Слайд 16

BWR

BWR

Слайд 17

Водографитовый реактор Нейтроны рождаются в каком-либо топливном блоке, вылетают в графитовый

Водографитовый реактор

Нейтроны рождаются в каком-либо топливном блоке, вылетают в графитовый блок,

там замедляются до тепловых энергий и, попадая снова в какой-либо топливный блок, вызывают новые деления
Слайд 18

Водографитовый реактор В ВГР нет корпуса, следовательно, каждый канал работает индивидуально:

Водографитовый реактор

В ВГР нет корпуса, следовательно, каждый канал работает индивидуально:
Должен выдержать

рабочее давление теплоносителя;
От каждого канала нужно отводить (и подводить) теплоноситель по индивидуальному проводу;
Нужны сборные коллекторы (раздаточные коллекторы).
В отличие от ВВЭР в РБМК вода играет существенно разные роли в балансе нейтронов
Слайд 19

РБМК-1000 Hcore = 7 m Dcore = 12 m

РБМК-1000

Hcore = 7 m
Dcore = 12 m

Слайд 20

Водографитовые реакторы АМ АМБ-100 АМБ-200 ЭГП-6 РБМКП-2400

Водографитовые реакторы

АМ
АМБ-100
АМБ-200
ЭГП-6
РБМКП-2400

Слайд 21

Реактор АМ Имеет шестигранную решетку графитовых блоков (под ключ 20 см).

Реактор АМ

Имеет шестигранную решетку графитовых блоков (под ключ 20 см).
Отверстия в

центрах блоков служат для размещения полостью перегружаемых топливных каналов.
Слайд 22

АМБ-100, АМБ-200 D=7.2 m H=6.0 m Имеются пароперегревательные каналы Тпара на

АМБ-100, АМБ-200

D=7.2 m
H=6.0 m
Имеются пароперегревательные каналы
Тпара на выходе из ППК =

520 С.
КПД = 38%
Слайд 23

ЭГП-6 Эл.мощность 12 МВт Одноконтурная схема Естественная циркуляция

ЭГП-6

Эл.мощность 12 МВт
Одноконтурная схема
Естественная циркуляция

Слайд 24

Канальный реактор на тяжелой воде Замедлитель и теплоноситель – тяжелая вода Топливо – уран естественного обогащения

Канальный реактор на тяжелой воде

Замедлитель и теплоноситель – тяжелая вода
Топливо –

уран естественного обогащения
Слайд 25

Освоение быстрых натриевых реакторов в мире

Освоение быстрых натриевых реакторов в мире

Слайд 26

БН-1200 Коммерческий реактор с натриевым теплоносителем МОКС-топливо Мощность 1200 Мвт (эл.)

БН-1200

Коммерческий реактор с натриевым теплоносителем
МОКС-топливо
Мощность 1200 Мвт (эл.)

Слайд 27

БРЕСТ БРЕСТ-ОД-300 БРЕСТ-1200 свинцовый теплоноситель мононитридное уран-плутониевое топливо

БРЕСТ

БРЕСТ-ОД-300
БРЕСТ-1200
свинцовый теплоноситель
мононитридное уран-плутониевое топливо

Слайд 28

МБИР (Многоцелевой быстрый исследовательский реактор) Международная экспериментальная база Решение материаловедческих задач

МБИР (Многоцелевой быстрый исследовательский реактор)

Международная экспериментальная база
Решение материаловедческих задач
Наработка медицинских изотопов
Исследования

в области замкнутого топливного цикла
Слайд 29

СВБР СВБР-100 (Свинцово-Висмутовый Быстрый Реактор) 100 МВт (электрических) для многоцелевого применения

СВБР

СВБР-100 (Свинцово-Висмутовый Быстрый Реактор)
100 МВт (электрических)
для многоцелевого применения в

составе модульных атомных станций или в качестве автономных энергоисточников .
Слайд 30

БН-800 Опытно-промышленный реактор Натриевый теплоноситель Электрическая мощность 800 МВт Самый мощный действующий быстрый реактор

БН-800

Опытно-промышленный реактор
Натриевый теплоноситель
Электрическая мощность 800 МВт
Самый мощный действующий быстрый реактор

Слайд 31

Безопасность реактора БН-800 Обладает свойством самозащищённости Интегральная компоновка Двойной корпус Трехконтурная

Безопасность реактора БН-800

Обладает свойством самозащищённости
Интегральная компоновка
Двойной корпус
Трехконтурная система отвода тепла
Наличие «плавающих»

стержней СУЗ
Слайд 32

Газоохлаждаемый реактор MAGNOX – графитовый газоохлаждаемый канальный реактор

Газоохлаждаемый реактор

MAGNOX – графитовый газоохлаждаемый канальный реактор