Специалисты Университета Лобачевского (ННГУ) нашли способ модифицировать систему безопасности ядерных реакторов. Разработка может быть использована на установках IV поколения, сообщила пресс-служба вуза.
В основе устройства лежит запорная арматура, которая прекращает подачу питательной воды в реактор при нештатном снижении ее давления. Ядерная установка, имеющая жидкометаллический теплоноситель, находится в расплавленном металле, в том числе - активная зона реактора. Поддерживать состояние металла помогает температура питательной воды, которая достигает 340 градусов. Этот показатель достигается, в том числе, за счет поддерживаемого высокого давления.
Если давление снизилось, возникает риск затвердевания свинца. Это уже аварийная ситуация. Проблему можно решить за счет остановки подачи питательной воды в контур парогенератора.
Разработка нижегородских ученых регистрирует падение давления воды ниже критического показателя и блокирует ее подачу автоматически. В итоге практически прекращается отвод тепла от первого контура, температура свинца начинает расти и риск затвердевания металла в парогенераторе исключается.
- Наше изобретение может быть использовано на любых ядерных реакторах, на ядерных установках IV поколения, в том числе, на самом современном свинцовом реакторе БРЕСТ-ОД-300, который создается на базе Сибирского химического комбината. На сегодняшний день этот реактор не имеет аналогов в мире, а улучшение системы безопасности - один из ключевых аспектов модернизации этого комплекса. Большинство процессов в реакторе стараются сделать автономными, без активной электроники, реализовать принцип естественной самозащищенности. И наше устройство - еще один шаг в этом направлении, пояснил руководитель проекта, старший научный сотрудник лаборатории динамики многокомпонентных сред НИИ механики ННГУ Андрей Чистов. Разработчики уже получили патент на свое изобретение.