Графито-водный ядерный реактор

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску

Графи́то-во́дный я́дерный реактор (ГВР, водно-графитовый реактор (ВГР), уран-графитовый реактор; по классификации МАГАТЭ — LWGR, light water graphite reactor) — гетерогенный ядерный реактор, использующий в качестве замедлителя графит, а в качестве теплоносителя — обычную (лёгкую) воду.

По уран-графитовой схеме были сделаны первые экспериментальные и промышленные реакторы, а также реакторы для АЭС. В том числе реактор первой в мире АЭС был уран-графитовым (Реактор АМ)[1]. Промышленные реакторы этого типа для наработки плутония строились и эксплуатировались всеми государствами, обладающими ядерным оружием, но энергетические реакторы — только в СССР. В процессе эксплуатации выяснилось, что графит в нейтронном поле склонен к распуханию и деформации, что требует периодического трудоемкого ремонта графитовой кладки[2], и срок службы реакторов данного типа не превышает 45—50 лет (тогда как ВВЭР служат 60 лет и более), также большую проблему составляет утилизация долгоживущего и биоактивного изотопа С-14, образующегося в графите при нейтронном облучении, поэтому дальнейшего развития реакторы не получили. Последний реактор (РБМК-1000) построен в 1990 году, будет выведен из эксплуатации в конце 2034 года.

На конец 2011 года в мире работало 15 реакторов, относящихся к типу LWGR, все они расположены в странах бывшего СССР. Ещё один реактор на 915 МВт находится на стадии строительства[3].

По состоянию на 1 января 2019 года в России эксплуатируются 10 реакторов типа РБМК (РБМК-1000) и 3 реактора типа ЭГП (ЭГП-6).

В России развитие канальной концепции осуществляет НИКИЭТ. Эволюционным развитием канальной концепции является проект реакторной установки 3-го поколения МКЭР.

Прорабатываются также материалы по канальному уран-графитовому реактору ВГЭРС[4].

См. также[править | править код]

Примечания[править | править код]

  1. Архивированная копия. Дата обращения: 23 июня 2019. Архивировано 14 февраля 2019 года.
  2. Пролог — Технология восстановления ресурсных характеристик (ВРХ) графитовых кладок РБМК-1000. Дата обращения: 24 апреля 2021. Архивировано 24 апреля 2021 года.
  3. Nuclear Power Reactors in the World Архивная копия от 10 августа 2013 на Wayback Machine // IAEA, 2012, ISBN 978-92-0-132310-1, page 12, «TABLE 2. TYPE AND NET ELECTRICAL POWER Of REACTORS CONNECTED TO THE GRID, 31 DEC. 2011»; «TABLE 3. TYPE AND NET ELECTRICAL POWER Of REACTORS UNDER CONSTRUCTION, 31 DEC. 2011»
  4. Водографитовый энергетический реактор со сверхкритическим давлением теплоносителя (ВГЭРС). www.atominfo.ru (11.11.2008). Дата обращения: 23 июня 2019. Архивировано 4 июля 2019 года.

Литература[править | править код]

  • ГРАФИТО-ВОДНЫЙ РЕАКТОР - Большой энциклопедический политехнический словарь. 2004.

Ссылки[править | править код]