Мощность новых реакторов

Мощность новых реакторов

В 1972 г. реактор БР-5 был реконструирован с целью получить глубину выгорания ~10% и увеличить плотность тепловыделения до 780 квт/л.

В 1969 г. в Научно-исследовательском инс­титуте атомных реакторов в г. Димитровграде (НИИАР) было закончено сооружение экспери­ментального реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БОР-60 мощно­стью 60 Мвт. Эксплуатационные характеристи­ки этого реактора еще более высокие: макси­мальная плотность тепловыделения 1100 квт/л, температура натрия на выходе из активной зоны до 600°С, плотность потока нейтронов в центре активной зоны 3-Ю15 нейтрон/(см2-сек). В ка­честве топлива используется диоксид урана 90%-ного обогащения. Пар под давлением 100 ат и с температурой 450°С из па­рогенераторов поступает на турбину. Этот

реактор служит инструментом для экспериментальной проверки и отработки принципов проектирования оборудования для будущих АЭС (насосов, теплообменников, арматуры, приборов и т. п.). На нем проводятся исследования по физике и теплофизике реак­торов на быстрых нейтронах с высокой плот­ностью тепловыделения, В реакторе БОР-60 проводятся испытания различных топливных композиций для твэлов реакторов на быстрых нейтронах на глубокое выгорание (10% и бо­лее) поглощающих материалов и конструкций для системы управления и защиты.

Прогресс в разработке энергетических ре­акторов на быстрых нейтронах был бы невоз­можен без широкого фронта работ по натрие­вой технологии, теплофизике, гидродинамике и радиационному материаловедению.

Освоение жидкометаллического теплоноси­теля по существу начиналось с нуля, тогда как, например, свойства воды изучались на протя­жении длительного времени существования па­ровых машин и изучаются по сей день. Пред­стояло исследовать теплофизические и гидро­динамические свойства расплавленного натрия, его совместимость с конструкционными мате­риалами и ядерным горючим. Для этого было необходимо разработать методики, конструк­цию и оборудование экспериментальных уста­новок, новые приборы, предназначенные для изучения жидкометаллической среды, техни­ку безопасности для работы с расплавлен­ным натрием, методы борьбы с горением натрия.

Исследования показали высокие качества расплавленного натрия как теплоотводящей среды и его хорошую совместимость с конст­рукционными материалами и топливными ком­позициями. Он не вымывает сколько-нибудь значительных количеств топлива из твэлов при нарушении их герметичности, хорошо удержи­вает продукты деления. Температура кипения его заведомо больше рабочей температуры в активной зоне реактора, поэтому давление в I контуре определяется фактически гидроди­намическим сопротивлением тракта и не пре­вышает 10 ат.