* Пониженное, по сравнению с корпусными ВВЭР, давление воды в первом контуре;
* Благодаря канальной конструкции отсутствует дорогостоящий корпус;
* Нет дорогостоящих и сложных парогенераторов;
* Нет принципиальных ограничений на размер и форму активной зоны (например, она может быть в форме параллелепипеда, как в проектах РБМКП) ;
* Независимый контур системы управления и защиты (СУЗ) ;
* Широкие возможности осуществления регулярного контроля состояния узлов активной зоны (например, труб технологических каналов) без необходимости остановки реактора, и также o высокая ремонтопригодность;
* Малое «паразитное» поглощение нейтронов в активной зоне (более благоприятный нейтронный баланс) , как следствие — более полное использование ядерного топлива;
* Более легкое (по сравнению с корпусными ВВЭР) протекание аварий, вызванных разгерметизацией циркуляционного контура, а также переходных режимов, вызванных отказами оборудования;
* Возможность формировать оптимальные нейтронно-физические свойства активной зоны реактора (коэффициенты реактивности) на стадии проектирования;
* Незначительные коэффициенты реактивности по плотности теплоносителя (современный РБМК) ;
* Замена топлива без остановки реактора благодаря независимости каналов друг от друга (в частности, повышает КИУМ) ;
* Возможность наработки радионуклидов технического и медицинского назначения, а также радиационного легирования различных материалов;
* Отсутствие (по сравнению с корпусными ВВЭР) необходимости применения борного регулирования;
* Более равномерное и глубокое (по сравнению с корпусными ВВЭР) выгорание ядерного топлива;
* Возможность работы реактора с низким ОЗР — оперативным запасом реактивности (современные проекты, например, строящийся пятый энергоблок Курской АЭС) ;
* Более дешевое топливо из-за более низкой степени обогащения, хотя загрузка топливом значительно выше (в общем топливном цикле используют переработку отработанного топлива от ВВЭР) ;
* Поканальное регулирование расходов теплоносителя через каналы, позволяющее контролировать теплотехническую надежность активной зоны;
* Тепловая инертность активной зоны, существенно увеличивающая запасы до повреждения топлива во время возможных аварий;
* Независимость петель контура охлаждения реактора (в РБМК — 2 петли) , что позволяет локализовать аварии в одной петле.
http://ru.wikipedia.org/wiki/РБМК
см. также http://4energetic.ru/pages/page51
Техника
есть ли какие-нибудь преимущества РБМК перед ВВЭР?
Похожие вопросы
- А чем отличается ВВЭР от РБМК? Просто поспорили с другом)
- Научный руководитель реакторов РБМК* до самой своей смерти настаивал на своей точке зрения, что реакторы не взрываются?
- Объясните как работает атомный реактор типа РБМК 1000
- Для чего нужен Деаэратор на АЭС типа ВВЭР-1000 (принцип работы Деаэратора) ?
- Почему разработчики реактора РБМК не понесли никакой ответственности за разработку реактора, который взорвали
- И все таки причина взрыва 4-го блока РБМК-1000 на ЧеАЭС в 1986 году найдена или нет?
- Количество доработок реактора РБМК-1000 после аварии в 1986 г. на ЧеАЭС просто поражает. Как сырое изделие без проверок
- Почему у реактора РБМК-1000 не было никаких датчиков, предупреждающих операторов, что реактор близок к критическому
- Если бы в 1986 г. не взорвался 4-й блок Чернобыльской АЭС, то когда доработали бы РБМК-1000 на всех АЭС до
- В чём преимущества таких аппаратов? Почему до сих используются?