Стр. 9 - АТОМНЫЕ ГАЗОТУРБИННЫЕ УСТАНОВКИ

АТОМНЫЕ ГАЗОТУРБИННЫЕ УСТАНОВКИ

9

•

использование высокопотенциального тепла реактора для технологиче-

ских целей промышленных предприятий;

•

высокая надежность (большой отрицательный температурный коэффици-

ент реактивности, меньшая радиоактивность контура и теплоносителя, малая

чувствительность твэлов к (колебаниям температур и др.);

•

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 все-

го оборудования первого контура и более высокий расход на собственные нуж-

ды станции (в сравнении с АЭС с легководными реакторами);

•

требуют сложной и дорогой технологии изготовления керамических твэ-

лов (призматических, шаровых).

Но указанные недостатки несравнимы с преимуществами высокотемпера-

турных АЭС, поэтому они привлекают внимание во многих странах мира.

Проблема использования высокотемпературных газоохлаждаемых реак-

торов в промышленности в настоящее время рассматривается как важнейшая, в

связи с чем интенсифицируются научно-исследовательские работы, а также ре-

шение инженерно-технических вопросов создания соответствующего высоко-

температурного оборудования и материалов.

В ряде стран (США, России, ФРГ и др.) ведутся исследовательские рабо-

ты по реакторам-размножителям на быстрых нейтронах с газовым охлаждени-

ем. Проведенные исследования показали преимущество газоохлаждаемых

реакторов на быстрых нейтронах с точки зрения безопасности и экономики [45].

Газоохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах имеют жесткий спектр ней-

тронов, высокую энергонапряженность, топлива, неопасны при проникновении

инородного теплоносителя (воды, пара) в реакторный контур и им присущи все

достоинства газоохлаждаемых реакторов (химическая инертность теплоносите-

ля, относительно большой отрицательный температурный коэффициент реак-

тивности, ничтожно малое влияние теплоносителя на реактивность и др.).

Газоохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах в настоящее время

развиваются но двум основным направлениям:

1) разрабатываются реакторы-размножители на быстрых нейтронах с ма-

лой активной зоной и малым временем удвоения (менее семи лет); к ним отно-

сятся реакторы, охлаждаемые гелием под давлением 20 МПа и более и четырех

-окисью азота под давлением 13–17 МПа;

2) создаются реакторы со сравнительно низкой энергонапряжённостью

(менее 700 кВт/л), с большим временем удвоения (8–16 лет), к которым отно-

сятся реакторы, охлаждаемые гелием или углекислотой под давлением

6–12 МПа. Первое направление характерно для России, второе – для США и