СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДОВ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ КИБЕРНЕТИКИ В УПРАВЛЕНИИ АЭС
СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
РАЗДЕЛ 1. ХАРАКТЕРИСТИКА АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ НА ПРИМЕРЕ ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
1.1 Аналогия между станциями на угле и атомными электростанциями
1.2 Основные типы ядерных реакторов
1.3 Принципы построения систем безопасности
РАЗДЕЛ 2. СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДОВ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ КИБЕРНЕТИКИ В УПРАВЛЕНИИ АЭС
2.1 Лицензирование и строительство отработавшего ядерного топлива
2.2 Использование пакета VisSim для моделирования управления ядерным реактором
ВЫВОДЫ
ЛИТЕРАТУРА
ВВЕДЕНИЕ
Сегодня в мировой экономике огромное внимание уделяется атомной энергетике и это связано с изменением структуры глобального энергетического баланса в сторону уменьшения доли углеводородов. Атомная энергетика, которая характеризуется меньшей топливной составляющей, а, следовательно, большей ценовой стабильностью, чем классические углеводороды, при условии безопасной эксплуатации атомных энергетических объектов, может внести существенный вклад в процесс устойчивого экономического развития в мире. Поэтому роль атомных электростанций существенно увеличивается. Но чем больше человечество построит АЭС, тем больше опасность для окружающей среды и поэтому, внедрив новые методы управления можно обезопасить процесс производства атомной электроэнергии.
Цель работы состоит в том, чтобы, применяя методы экономической кибернетики (с помощью имитационного моделирования на основе пакета VisSim), усовершенствовать управленческий процесс АЭС, направленный на обеспечение безопасного режима работы ядерного реактора и безопасной утилизации.
В настоящее время существует огромное количество методов экономической кибернетики, применяемых в управлении производством. Решение задачи находится путём разработки такой методики, которая позволила бы дифференцированно использовать известные методы управления, учитывающие специфику отрасли и, в итоге, обеспечивающие повышение её эффективности.
Таким образом, осуществляемый подход позволит повысить безопасность эксплуатации атомных энергетических объектов, расширить область их использования и тем самым содействовать развитию экономике страны.
РАЗДЕЛ 1. ХАРАКТЕРИСТИКА АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ НА ПРИМЕРЕ ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
1.1.Аналогия между станциями на угле и атомными электростанциями
Как на атомных электростанциях, так и на энергетических установках, работающих на угле, реализована одна и та же технология выработки электроэнергии: за счёт источника тепла они доводят до кипения воду, производя пар, который приводит в действие лопасти турбины. Турбина вращает вал генератора, вырабатывающего электроэнергию.
На обычных тепловых электростанциях, потребляющих уголь, за счёт его горения обеспечивается превращение воды в пар. На атомных электростанциях в качестве источника тепла используется уран.
3АЭС предназначена сугубо для производства электроэнергии. Она эксплуатирует водяные реакторы под давлением. На сегодняшний день в различных станах мира работают, обеспечивая безопасное и надежное производство электроэнергии, более 240 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР.
На ВВЭР произведенное из урана ядерное топливо удерживается в большом прочном стальном контейнере, который называется корпусом реактора. Вода, заключенная внутри корпуса реактора, разогревается с помощью топлива приблизительно до 320 градусов по Цельсию, однако закипания воды не происходит, так как она находится под давлением. Четырьмя насосами вода направляется из реакторного корпуса в большие теплообменники, называемые парогенераторами. Там вода под давлением передает своё тепло воде второго контура, которая закипает, образуя пар для турбины, которая приводит в действие электрический генератор.
Уран содержится в руде, которая встречается в природе. Его добывают из месторождений в Восточной Европе, а также в бывших республиках Советского Союза, в частности, на Украине.
Добытую из руды окись урана подвергают обработке и измельчению с последующим удалением примесей. Широко применяющаяся в настоящее время окись урана представляет собой мелкозернистый порошок под названием «желтый кек». На следующем этапе обработки к ней добавляют фтор и в результате получают гексафторид урана - химическое вещество, пригодное для дальнейшего этапа превращения урана в топливо, который называется «обогащением».
Урановая
Руда
Обогащенный UF6
Топливные сборки
(Рис. 1.1)Процесс изготовления ядерного топлива
Депо в том, что уран бывает двух основных видов. В естественном уране изотоп U 235 составляет не более 1 % всего объёма, остальная часть приходится в основном на несколько более тяжелый изотоп U 238. Отличие U 238 от U 235 состоит прежде всего в том, что этот последний легко подвергается разделению, или «расщеплению», с выделением тепла. Доведение исходного урана до состояния, позволяющего использовать его в качестве топлива для производства электроэнергии, требует увеличения содержания U 235, т.е. обогащения, до 5%.
На следующей технологической стадии обогащенный гексафторид урана путем ряда химических изменений перерабатывается в мелкое драже - таблетки 7,53 мм в диаметре и 15 мм высотой. Несмотря на миниатюрность размеров одна такая таблетка способна произвести столько же электроэнергии, сколько даёт сжигание тонны угля.
Свежее урановое топливо настолько безопасно, что его можно держать в руках; топливо становится высокорадиоактивным только после использования в реакторе для производства тепла.
Топливные таблетки укладываются внутрь циркониевых трубок – тепловыделяющих элементов (ТВЭП). 312 ТВЭЛ образуют топливную сборку. Топливная сборка имеет шестиугольную форму и имеет размер 234 мм в поперечнике и 4570 мм в длину. Каждый реактор на 3АЭС вмещает 163 топливные сборки.
Процесс получения электроэнергии начинается со стадии расщепления атомов U 235 в результате их бомбардировки частицами, которые называются нейтронами. По мере продолжения процесса расщепления происходит высвобождение дополнительных нейтронов, которые, соударяясь с другими атомами, также вызывают их расщепление. Дальнейшее расщепление атомов носит название цепной реакции, которая происходит с выделением тепла, необходимого для производства электроэнергии.
Регулирование ядерной реакции осуществляется посредством перемещения стержней, расположенных среди ранее упоминавшихся ТВЭЛов. Такие регулирующие стержни изготавливают из материалов, имеющих свойство поглощения нейтронов. Это позволяет ускорять и замедлять ядерную реакцию, варьируя количество извлеченных регулирующих стержней и степень их извлечения. Высота извлечения регулирующих стержней определяется количеством электроэнергии, необходимым для удовлетворения текущего спроса потребителей электроэнергии.
Даже сохраняя внутри ТВЭЛ физическую форму твердого вещества, топливные таблетки в процессе выполнения своей «основной функции» подвергаются определенным химическим превращениям. Некоторые нейтроны, вызывая по-прежнему расщепление топлива на базе U 235, ударяют атомы U 238. В результате U 238 превращается в плутоний, который также расщепляется. Некоторая часть образовавшегося плутония, в свою очередь, подвергается расщеплению и увеличивает, хотя и ненамного, выделение теплоты. В современных энергетических реакторах плутоний составляет лишь очень малую часть потребляемого топлива.
Помимо обеспечения тепла в количествах, необходимых для кипения воды, производства пара и выработки электроэнергии, процесс расщепления ведет к образованию осколков деления, обладающих большой радиоактивностью. Эти осколки накапливаются внутри твердых топливных таблеток. Примерно за трехлетний период эксплуатации накопленные осколки расщепления начинают заметно снижать эффективность цепной реакции. По аналогии с электростанциями, работающими на угле, этот процесс напоминает постепенное подавление пламени за счет накопления шлаков. Поэтому один раз в год приходится извлекать и заменять примерно одну треть топливных сборок.
1.2 Основные типы ядерных реакторов
Для производства электроэнергии используется несколько различных типов реакторов, которые можно разделить на две большие группы - реакторы на тепловых и на быстрых нейтронах.
К реакторам на тепловых нейтронах относятся легководяные корпусные реакторы, легководяные реакторы с графитовым замедлителем, тяжеловодные реакторы, газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем.
Реакторы на быстрых нейтронах в настоящее время имеют существенно меньше разновидностей и подразделяются на быстрые реакторы с жидкометаллическим теплоносителем и быстрые реакторы с газовым охлаждением.
Легководяные корпусные реакторы - это наиболее распространенный тип реактора во всем мире. Топливом для этих реакторов служат таблетки оксида слабо обогащенного урана ( 2 - 4 % урана-235) в оболочке из циркониевого сплава - циркония. 3амедлитель и теплоноситель - обычная (легкая) вода.
Существуют две разновидности легководяных реакторов:
- реакторы, охлаждаемые водой вод давлением ( водо-водяные реакторы или ВВЭР (РWR) - наиболее распространенный тип реактора. В нашем реакторостроении используется только этот тип реакторов.
- реакторы, охлаждаемые кипящей водой - старо-водяные реакторы ПВР( BWR ) используются во многих зарубежных странах, около 30% всех легководяных реакторов в мире…
Активная зона легководяных реакторов размещена в прочном металлическом корпусе. Поэтому этот тип реакторов относится к корпусным. Теплоноситель подается в нижнюю часть реактора, омывает ТВЭЛы и выходит через патрубок в нижней части корпуса. Решающим преимуществом легководяных реакторов является возможность сооружения прочного защитного корпуса - корпуса давления (контаймента), который может предохранять корпус реактора от внешних воздействий.
В реакторах с водой под давлением теплоноситель, нагретый до высокой температуры, подается в парогенератор, где тепло передается другому потоку воды. Таким образом, в реакторах с водой под давлением два контура теплоносителя: один охлаждает активную зону (первый контур), второй - получает тепло от первого контура в парогенераторе, нагревается до кипения и поступает на лопасти турбогенератора. Оба потока циркулируют по замкнутым контурам.
В отличии от реакторов с водой под давлением в реакторах кипящего пита теплоноситель в активной зоне находится при меньшем давлении и поэтому, нагреваясь, закипает. Образующийся пар непосредственно подается на лопасти турбогенератора. Таким образом, в отличие от реактора с водой под давлением реакторы кипящего типа имеют один контур теплоносителя. Отсутствие второго контура упрощает конструт:цию станции. В тоже время повышаются требования к герметичности контура, так как существует опасность попадания радионуклидов на лопасти турбины.
В отличие от легководных корпусных реакторов в водо-графитовых реакторах ВГР в качестве замедлителя нейтронов использован графит. Активная зона реактора выполнена из графитовых блоков, в которых высверлены канaлы. Каждый канал отдельно охлаждается водой. Такие реакторы называются реакторами канального типа. Топливо - слабообогащенный оксид урана. В реакторах ВГР теплоноситель нагревается до кипения, образующийся пар попадает на лопасти турбогенератора (одноконтурная АЭС). Эти реакторы отличаются относительной доступностью конструкционного материала - графита. Реакторы этого типа были построены в США еще в конце 40-х годов для наработки оружейного плутония. В настоящее время принято решение отказаться от продолжения строительства новых реакторов по уже разработанным проектам ВГР.
Быстрые реакторы, в которых теплоносителем является натрий, наиболее распространенный тип быстрого реактора (БН). Натрий хорошо проводит тепло, не замедляет и мало поглощает нейтроны. БН состоит из корпуса, заполненногo натрием. В бассейн с натрием погружена активная зона. Натрий прокачивается через активную зону насосами. Горячий натрий проходит через теплообменник, в котором тепло натрия первого контура передается натрию второго контура.
И далее поток натрия второго контура проходит через парогенератор, испаряя воду третьего контура, пар затем поступает на турбогенератор. АЭС с быстрыми реакторами являются трехконтурными.
Реакторы БН позволяют в перспективе решить проблему долгосрочного обеспечения ядерным топливом, т. к. в них можно реализовать такой режим, при котором нового топлива (плутония) будет образовываться больше, чем расходоваться исходного (режим реактора-размножителя). В БН используется оксидное уран-плутониевое топливо, при этом загружается практически чистый уран-238. В настоящее время практически невыгодно использовать БН в режиме реактора - размножителя , т. к. более дешевого топлива из природного урана пока достаточно для обеспечения потребностей ядерной энергетики.
На украинских станциях работают реакторы, разработанные еще в Советском Союзе. Их три типа: ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-.1000.
ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 - представители двух поколений вода-водяных реакторов с водой под давлением, корпусного типа, разной мощности.
РБМК-1000 - реактор большой мощности канaльный – вода-графитовый реактор канального типа электрической мощностью 1 000 МВТ. На Запорожской АЭС стоит реактор ВВЭР-1000.
В основу создания реакторов нового типа была положена идея реактора с "естественной" безопасностью, в котором физические свойства реактора и законы природы препятствуют зарождению и развитию аварийных процессов. Обладая стойким внутренним "иммунитетом" против опасных нарушений в работе, такой реактор смог бы сам надежно защитить себя и от ошибок персонала и от поломок оборудования.
Удачной в этом плане разработкой является реактор АСТ (атомная станция теплоснабжения). Такие станции необходимы для обеспечения теплом городов. Создатели реактора АСТ исходили из того, что любая техническая идея или конструкция, в принципе, может отказать, либо оказаться неработоспособной в результате ошибочных действий человека, что как раз и приводило к наиболее тяжелым авариям. Поэтому решено было в максимальной степени использовать для выполнения основных функций безопасности естественные процессы, которые управляются не человеком, а законами самой природы. Например, всем известна самоциркуляция нагреваемой жидкости, которая возникает при наличии в объеме жидкости источника тепла. Нагретая жидкость, как более легкая, стремится подняться вверх, а более холодная - опуститься вниз. В результате возникает так называемая естественная конвекция жидкости. Движущей силой такого процесса является один из фундаментальных законов природы - закон всемирного тяготения. Понятно, что действие этого закона не зависит от воли человека и, в принципе, не может быть кем-либо отключено. Поэтому использование в реакторе АСТ естественной конвекции водяного теплоносителя, вместо традиционной принудительной циркуляции с помощью электронасосов, позволяет многократно повысить надежность охлаждения ядерного топлива.
Реактор обретает способность самоохлаждаться в любых условиях, независимо от работы какого-либо оборудования и от подачи энергии извне. Для надежного выполнения другой важной функции безопасности - прекращения цепной реакции деления урана - были использованы разнообразные по принципу действия устройства, которые не могут быть выведены из строя по какой-то одной причине (потеря электропитания, пожар, ошибки оператора и т.д.). Во-первых, это специальные регулирующие стержни с поглотителем нейтронов, которые при нарушениях в работе реактора автоматически вводятся в активную зону реактора под собственным весом. Любой отказ в системе управления этими стержнями также вызывает их срабаты вание и глушение ядерной реакции.
Во-вторых, это баки с раствором поглотителя нейтронов, из которых раствор может поступать в реактор самотеком, - для этого они подняты выше реактора.
Кроме того, в АСТ удалось значительно усилить свойства саморегулирования, присущие процессу деления урана в реакторе с водяным замедлителем нейтронов. Эти свойства проявляются таким образом, что "тормозят" любые отклонения от заданного режима работы реактора. Скажем, при непредвиденном повышении температуры в реакторе физические свойства материалов активной зоны изменяются так, что условия "горения" ядерного топлива ухудшаются. В результате тепловая мощность реактора уменьшается, рост температуры в реакторе прекращается, не достигнув опасного уровня. При серьезных отклонениях параметров эти физические свойства вызывают самогашение ядерной реакции. Реактор глушится и постепенно охлаждается за счет естественной конвекции теплоносителя. Внутренне присущая такому реактору способность поддерживать свое безопасное состояние - то, что специалисты называют "самозащищенностью -это и есть самая надежная гарантия против серьезных аварий. Благодаря этому полностью исключается возможность "разгона" реактора.( так называется быстрый неуправляемый рост тепловой мощности ) и аварий с разрушением активной зоны, наподобие той,
которая произошла в Чернобыле.
Другая задача: как исключить существующую во всех реакторах с водой под давлением опасность течи теплоносителя? Такая авария может привести к перегреву и повреждению ядерного топлива. Чтобы решить ее, все оборудование с радиоактивным теплоносителем разместили внутри реактора, а реактор, в свою очередь, заключили в прочную герметичную стальную капсулу "страховочный"корпус. В таком интегральном реакторе нет протяженных трубопроводов с радиоактивным теплоносителем. характерным для современных АЭС. Теплоноситель циркулирует только внутри реактора между его активной зоной и теплообменниками, размещенными над ней. Поэтому исключается возможность самых неприятных нарушений с течами воды из реактора по причине внезапного разрушения одного из трубопроводов. Но даже если небольшая течь из реактора все-таки возникнет, охлаждение ядерного топлива не нарушится. Страховочный корпус будет задерживать воду, которая вытекла из реактора, так что уровень теплоносителя в нем никогда не опустится настолько, чтобы осушилась активная зона. Возникшая течь сама прекратится после выравнивания давления в реакторе и страховочном корпусе.
Эта внешняя стальная капсула вокруг реактора позволила решить одновременно и другую задачу обеспечения безопасности. Она полностью задержит радиоактивные вещества в случае их выхода из реактора. К тому же реактор размещен внутри толстостенной железобетонной оболочки с герметичной стальной облицовкой. Эта оболочка - дополнительная защита от выхода радиоактивности наружу при аварии. Одновременно ока предохраняет реактор от неблагоприятных воздействий. Увеличенное количество защитных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ, повышенная герметичность и надежность этих барьеров гарантирует минимальное радиационное воздействие станции на население и окружающую среду. Проведенный анализ поведения реактора АСТ при самых различных технических неполадках и ошибках персонала показал, что свойства самозащищенности, присущие этому реактору, надежно исключают аварии с опасными для населения радиационными последствиями.
Наиболее полным техническим воплощением идеи "естественной" безопасности применительно к энергетическому реактору с высокими рабочими параметрами является реактор ВПБЭР-600. По конструкции это "интегральный" реактор, в котором все основное оборудование - активная зона с ядерным топливом и средствами регулирования, парогенераторы, теплообменник аварийного расхолаживания, компенсатор изменения объема теплоносителя - заключено в один прочный стальной корпус. Водяной теплоноситель циркулирует внутри реактора с помощью электронасосов, которые также встроены в реактор. Вода охлаждает урановые стержни, затем передает теплоту в апрогенераторах нерадиоактивной воде внешнего контура. Здесь образуется пар, который выводится из реактора и направляется на турбогенератор. Реактор заключен в стальной "страховочный корпус" и размещен внутри защитной оболочки в виде прочного сооружения из железобетона с герметичной облицовкой. Тем самым создается надежная система защитных барьеров, предотвращающих выход радиоактивных веществ наружу. Все оборудование выполнено герметичным, что исключает даже малые
протечки радиоактивных сред при работе реактора. Тепловая мощность реактора и энергонапряженность его активной зоны понижены по сравнению с действующими реакторами ради повышения надежности и безопасности работы. Благодаря свойствам саморегулирования реактор способен самостоятельно справляться с неожиданными нарушениями режима работы, даже при отказе автоматики и бездействии оператора. Физические свойства реактора препятствуют неуправляемому росту его мощности, ограничивают перегрев ядерного топлива. В случае серьезных нарушений в работе реактор сам глушится и начинает расхолаживаться. При этом "работают" только законы природы. Глушение реактора происходит в результате самогашения цепной реакции либо введения в активную зону регулирующих стержней под действием собственного веса. Отвод теплоты от остывающего ядерного топлива происходит за счет самоциркуляции водяного теплоносителя внутри реактора и во внешних петлях. Через них тепло передается в баки с холодной водой или в атмосферу. Эти процессы развиваются независимо от воли или желания оператора. Тем самым надежно преотвращается возможность повреждения ядерного топлива и нарушения защитных барьеров.
Благодаря интегральной конструкции реактора и применению дополнительного "страковочного" корпуса здесь полностью исключаются большие течи теплоносителя. Невозможно осушение активной зоны и перегрев ядерного топлива. Благодаря тому, что реактор герметичен при работе, радиоактивность его воздушных выбросов исчезающе мала - она примерно в тысячу раз меньше, чем выброс радиоактивных веществ угольной ТЭС той же мощности. Значительно - примерно в 10 раз - сокращен по сравнению с действующими АЭС и объем радиоактивных отходов - до 50 куб. метров в год. Таким образом, данный реактор представляет собой экологически чистый и безопасный источник энергии. По степени технической готовности первый такой реактор может быть создан прмышленностью к 2000 году.
1.3 Принципы построения систем безопасности
Мировой опыт эксплуатации ядерных энергетических установок показывает, что проблема безопасности - это, проблема потенциально возможных маловероятных аварий по причине отказа технических систем, ошибок персонала и внешних воздействий. Аварии на атомных электростанциях отличаются от аварий на обычных электростанциях тем, что они могут привести к выбросу в окружающее пространство значительного количества радиоактивных веществ.
Обеспечение безопасности при возникновении аварийных режимов (аварий) осуществляется введенными в состав атомных станций специальными системами, предназначенными для препреждения аварий и ограничения их последствий. Системы безопасности "контролируют" аварию, выполняя следующие основные функции: остановку реактора, отвод остаточных тепловыделений, ограничение распространения радиоактивных продуктов. Системы безопасности подразделяются на защитные, локализующие, управляющие и обеспечивающие.
Нормальное состояние систем безопасности - это режим ожидания аварии, а основное требование к ним - гарантированное срабатывание и обеспечение при работе проектных характеристик.
Различают активный и пассивный принципы действия систем безопасности.
Активный принцип действия системы или устройства - такой, при котором для выполнения заданной функции необходимо обеспечить некоторые условия (например, подать команду на включение, обеспечить снабжение энергией, средой и т. д.) Системы и устройства, для которых характерен активный принцип действия, называют активными. Как правило, они сложны по конструкции и имеют многочисленные связи с другими устройствами, от которых зависит их работоспособность.
Пассивный принцип действия системы и устройства -это такой, при котором для выполнения заданной функции не требуется работа других систем и устройств. Пассивные системы функционируют под влиянием воздействий, непосредственно возникающих вследствие исходного события. Как правило такие системы характеризуются более высокой надежностью по сравнению с активными.
Для уменьшения вероятности выхода из строя важных для безопасности систем следует использовать четыре принципа:
1) резервирование - применение избыточного количества систем и компонентов для избыточной способности выполнения ответственной функции;
2) независимость - функционирование одной системы не должно зависеть от работы другой; З) разделение - физическое отделение систем, выполняющих одну и ту же функцию, барьером или разнесение их на определенное расстояние для уменьшения вероятности одновременного отказа их по общей причине;
4) различие (разнообразие, разнотипность) - защита систем и компонентов, выполняющих одну задачу, от однотипного отказа путем выполнения их различными по конструкции, принципу работы и т. дь Известно, что разнообразие всегда было защитой жизни от различных ее превратностей.
Необходимость защиты от отказов с общей причиной привела к построению систем безопасности по канальной структуре. При такой структуре в одном канале безопасности сосредоточивается выполнение в полном объеме всех функций безопасности. В проекте АЭС принята структура трех полностью независимых каналов систем безопасности , каждый из которых по своим характеристикам и набору оборудования достаточен для обеспечения безопасности АЭС в любом из аварийных режимов. Каждый из каналов снабжен индивидуальными технологическими механизмами и оборудованием, индивидуальными источниками энерго- и водоснабжения, средствами контроля, сигнализации и управления.
Для поддержания безопасной работы АЭС с ВВЭР-1000 имеются специальные устройства, основными из которых являются системы регулирования цепной реакции и охлаждения активной зоны. Все основные системы реактора продублированы , т.е. созданы параллельные системы с таким расчетом, что если одна система откажет, вторая возьмет на себя ее функции.
Регулирование цепной реакции осуществляется путем погружения в активную зону стержней из бора и кадмия, которые поглощают нейтроны. Опуская и поднимая стержни, можно поддерживать реактор на необходимой мощности. Для быстрой аварийной остановки реакторов простейшего типа, на которых проводились исследования в 40-е годы в США, над урановыми стержнями на толстом канате подвешивалась бутыль с раствором борной кислоты. В случае необходимости быстрой остановки реактора, топором перерубали канат, бутыль падала, разбивалась и борная кислота заливала каналы в реакторе. Реактор останавливался. С тех пор конструкция и размеры реактора существенно изменились, однако бор также используется для остановки реактора. Специальный стержень аварийной защиты реактора позволяет быстро остановить реактор в экстренных случаях.
Охлаждение реактора. В ядерном реакторе огромное количество производимого тепла должно постоянно отводится теплоносителем. Причем активная зона реактора должна охлаждаться и при остановке реактора, так как топливо продолжает выделять тепло в результате радиоактивного распада накопившихся там продуктов деления. Правда, количество остаточного тепла существенно меньше ( не более 5% ), чем при реакции деления.
В качестве теплоносителя для охлаждения активной зоны используют жидкости (вода). Прекращение подачи теплоносителя в активную зону может привести к значительному повышению температуры и расплавлению топлива.