оків. Проблема поховання відпрацьованого обладнання на тривалі терміни;
г) зниження капіталовкладень при створенні АЕС, так як вартість встановленого кіловата потужності для АЕС з реакторами на теплових нейтронах приблизно в 1,5 рази вище цього показника для ТЕС, а для АЕС з реакторами на швидких нейтронах -приблизно в 2 рази вище. Правда, можна очікувати також різкого збільшення вартості ТЕС у зв'язку з посиленням норм щодо захисту навколишнього середовища. Але це не знімає проблеми щодо зниження капіталовкладень при створенні АЕС.
Атомна енергетика в СРСР в основному була представлена ??двома типами ядерних реакторів: водо-водяні ядерні реактори корпусного типу (ВВЕР), що працюють у складі двоконтурних ЯЕУ, і канальні ядерні реактори з графітовим сповільнювачем (РБМК), що працюють у складі одноконтурних ЯЕУ.
Як уже зазначалося, розвиток атомної енергетики в СРСР почалося з реакторів канального типу. Ідея розвитку реакторів цього типу зародилася ще в 40-х роках. Ці реактори досить прості у виробництві. Впровадження їх в атомну енергетику дозволило порівняно швидко нарощувати потужності АЕС ще до створення спеціалізованих підприємств енергомашинобудування типу Атоммаш raquo ;. На частку цих реакторів в СРСР до 1987 року припадало близько половини встановлених потужностей.
Основні переваги канальних ядерних реакторів зводиться до наступного:
можливість реалізації великих одиничних потужностей;
відсутність громіздкого корпусу реактора, затрудняющего його виготовлення і транспортування;
можливість створення реакторів різної потужності із стандартних секцій заводського виготовлення;
можливість безперервного перевантаження палива без зупинки реактора.
Аварія канального реактора на ЧАЕС у 1986 році виявила низку конструктивних недоліків реакторів цього типу. Основні з них:
позитивний паровий коефіцієнт реактивності;
позитивний мощностной коефіцієнт реактивності при зниженні потужності, що робить реактор нестабільним на малих потужностях;
недостатня швидкодія системи аварійного захисту ЯР;
недостатність технічних засобів, автоматично переводять ЯР в безпечний стан при помилкових діях обслуговуючого персоналу.
Як показав аналіз особливостей канальних ядерних реакторів з графітовим сповільнювачем, жоден з їхніх недоліків не є органічно властивим даному типу реактора і непереборним.
З урахуванням цього на всіх діючих ядерних реакторах типу РБМК виконано ряд технічних заходів, які виключають можливість швидкого неконтрольованого розгону реактора:
- зниження позитивного парового коефіцієнта реактивності за рахунок зниження частки вмісту графіту в активній зоні та підвищення збагачення ядерного палива ізотопом U 235 до 2,4%;
- встановлені додаткові поглиначі нейтронів;
збільшений оперативний запас реактивності;
час спрацьовування захисту скорочено з 18 ... 20 до 10 ... 12 с;
розроблена і впроваджена швидка аварійний захист (БАЗ), що забезпечує введення в активну зону стрижнів-поглиначів за 2 ... 2,5 с.
Крім того, детальний аналіз обставин аварії на ЧАЕС показав, що однією з основних причин аварії була низка порушень регламенту експлуатації ЯЕУ.
І все ж аварія на ЧАЕС кинула тінь на ядерні реактори цього типу. Крім того, з введенням в дію спеціалізованого підприємства енергетичного машинобудування Атоммаш в 1978 році відкрилася можливість будівництва водо-водяних корпусних ядерних реакторів, що мають ряд помітних переваг перед реакторами канального типу.
В принципі водо-водяні корпусні ЯР можуть призначатися як для двоконтурних ППУ, так і для одноконтурних ППУ з кипінням води в активній зоні. У практиці атомної енергетики СРСР отримало розвиток перший напрямок застосування реакторів - у складі двоконтурних ППУ (ВВЕР).
Переваги корпусних ЯР в порівнянні з канальними ЯР в основному зводяться до наступного:
велика компактність, що дозволила все обладнання першого контуру помістити в герметичну захисну оболонку;
більш прості комунікації ППУ;
більш прості умови управління ядерним реактором.
З недоліків корпусних реакторів можна відзначити наступні:
потрібно важкий товстостінний корпус ядерного реактора, що працює під великим тиском і в умовах опромінення потужним потоком нейтронів;
перевантаження палива можлива тільки при зупиненому ядерному ре...
