Заголовок статьи«Активная зона реактора брест: Современное состояние и перспективы»
АвторыЛемехов Вадим Владимирович, Смирнов Валерий Сергеевич, Уманский Антон Анатольевич
АннотацияРеактор БРЕСТ-ОД-300 электрической мощностью 300 МВт, проект которого разрабатывается в настоящее время, является прототипом будущих коммерческих быстрых реакторов типа БРЕСТ для крупномасштабной ЯЭ естественной безопасности, которая в состоянии на долгие годы решить проблему энергетического обеспечения устойчивого развития человечества. Нитридная топливная загрузка активной зоны БРЕСТ-О Д-300 и отвод тепла свинцовым теплоносителем были выбраны, прежде всего, исходя их требований к безопасности и экономичности. Сочетание свойств нитридного топлива и тяжелого свинцового теплоносителя исключает аварии с потерей охлаждения активной зоны, пожарами и взрывами, создает условия для достижения полного воспроизводства плутония в активной зоне и работы с малым запасом реактивности, исключающим неконтролируемый рост мощности. В статье приведено описание конструкции активной зоны, указан нетрадиционный способ выравнивания радиального распределения мощности не за счет топлива разного обогащения, а за счет профилирования топливной загрузки и расхода теплоносителя использованием твэлов разного диаметра. Наряду с активными средствами защиты реактора кратко описаны и пассивные средства остановки реактора и отвода остаточного тепла естественной циркуляцией воздуха.
Ключевые словаактивная зона, твс, ро суз, естественная безопасность, коэффициент воспроизводства, запас реактивности, пассивные средства защиты и отвода тепла, аварии, свинцовый теплоноситель, нитридное топливо, радиальное выравнивание мощности и расхода
УДК621.039.52
Выпуск«Проблемы машиностроения и автоматизации» №2 за 2013 год

 

Article title«Brest reactor core: Current status and prospects»
AuthorsLemekhov Vadim Vladimirovich, Smirnov Valeriy Sergeevich, Umanskiyanton Anatol’Evich
AbstractThe BREST-0D-300 reactor of the electric power 300 MW, under design at present time, is the prototype of future commercial fast-neutron reactors of the BREST type for large-scale nuclear power of natural safety which offers a longterm solution to the problem of sustained evolution of the humankind. The concept of the nitride fuel for the BREST-0D-300 reactor and the heat removal by a lead coolant has been chosen primarily with regard for the requirements of safety and economic efficiency. The combination of the nitride fuel and heavy lead coolant properties excludes accidents with a loss of core cooling, fires and explosions, and creates conditions for achieving the complete core plutonium breeding and for operations with a small reactivity which excludes uncontrolled growth in power. The paper describes the core design and an unconventional method of radial power distribution flattening not thanks to the fuel of different enrichments but thanks to the core fuel and coolant flow rate shaping using fuel elements of different diameters. Apart from the active reactor protection features, it also presents a brief description of passive features for the reactor shutdown and residual heat removal by natural air circulation.
Keywordscore, fa, cps control rods, natural safety, breeding factor, reactivity margin, passive protection and heat removal features, accidents, lead coolant, nitride fuel, radial power distribution and flow rate flattening
UDC621.039.52
Issue«ENGINEERING AND AUTOMATION PROBLEMS» №2, 2013
психологическая помощь | грузоперевозки по Москве | как заработать в интернете | отзывы об отелях и отзывы об автомобилях