Реакторна установка типу АР-1000

Головний циркуляційний контур АР-1000

Реактор АР-1000

3 Легководні киплячі реактори

Водо-водяний реактор з киплячою водою (ВВРК):

- легка вода сповільнювач та теплоносій;

- комерційні ВВРК реалізовані у корпусному виконанні;

- об'ємне кипіння води в АЗ - нормальний експлуатаційний режим.

Особливості ВВРК через кипіння води:

- значно більше низькі критичні теплові навантаження ніж у ВВРТ ® нижчі питомі теплові потоки та енергонапруженість (до 50-60 Мвт/м³);

- істотна нерівномірність енерговиділення по висоті АЗ (через зміну щільності пароводяної суміші);

- збільшення об'ємної частки води в АЗ ® більші розміри АЗ ® більший корпус.

Призначення ВВРК - виробництво насиченої пари. З ростом тиску пари повинен збільшуватися термічний КПД циклу й стійкість роботи ВВРК. Однак при тиску більше 6,0 Мпа знижуються критичні теплові навантаження й уповільнюється темп росту КПД, оскільки зростає вологість пари, що направляється на турбіну, і необхідна додаткова сепарація або його перегрів перед циліндром низького тиску. Тому всі сучасні енергетичні ВВРК працюють при тисках 6, 0-7,0 Мпа й масовому паровмісті на виході з активної зони 10- 20%.

Подальший ріст паровмісту приводить до ще більшої нерівномірності розподілу енерговиділення по висоті й витрати по радіусі активної зони (через збільшення гідравлічного опору центральної її частини, де паровміст максимально) і до необхідності зниження припустимих теплових навантажень.

Наявність киплячої води в активній зоні й відносно невисока энергонапряженность дозволяють використовувати тут твэлы більшого діаметра, чим у ВВРД, і меншого збагачення. Як ми вже відзначали, об'ємна частка води в активній зоні трохи збільшується. У ВВРК особливо важливі завдання вирівнювання енерговиділення не тільки по висоті, але й по радіусі активної зони, навіть в одній касеті. Останнє пов'язане з тим, що при витягу стрижня регулювання з активної зони вода в просторі між касетами створює сплеск потоку нейтронів і енерговиділення в периферійних твэлах касети зростає. Для вирівнювання енерговиділення в касеті доводиться встановлювати твэлы різного збагачення: малообогащенные -на периферії й високозбагачені - у її центральній частині.Регу- Лирующие стрижні ВВРК звичайно вводять в активну зону знизу. Це зручно конструктивно й дозволяє вирівняти розподіл потоку нейтронів по висоті, тому що потік максимальний у нижній частині зони, там, де щільність води найбільша. Підвищується й ефективність органів СУЗ.

У процесі еволюції ВВРК найбільш важливими були наступні зміни в компонуванні установки:

1. Розміщення механічних сепараторів пари усередині корпуса реактора.

2. Відмова від вторинних парогенераторів і перехід до прямої подачі пари з реактора на турбіну.

3. Розміщення циркуляційних насосів у корпусі реактора.

У результаті були створені великі енергетичні ВВРК одиничною потужністю до 1300 МВТ із компонуванням устаткування, близької до інтегрального, коли встаткування першого контуру (по суті всі, крім турбогенератора) розміщено в корпусі реактора. Конструкції такого типу економічні й найбільш безпечні.

Для спорудження таких реакторів були розроблені й освоєні у виробництві корпуса тиску, що значно перевершують по габаритах корпуси ВВРД. Реактор потужністю 1200 МВТ (эл.) розміщений у корпусі довжиною 21,7 м, діаметром 6,5 м і масою більше 800 т. Однак товщина стінки в його циліндричній частині становить 160 мм, що значно менше, ніж у ВВРД такій же потужності. Це істотно спрощує зварювальні й контрольні операції на заводі-виготовлювачі. Транспортування корпуса подібних розмірів по залізницях неможлива, тому використовується водний транспорт.

Як відзначалося, у сучасних ВВРК використовується сепарація пари безпосередньо в корпусі реактора й примусова циркуляція води. Таке рішення дозволяє повністю укласти контур багаторазової примусової циркуляції в корпус реактора або принаймні звести до мінімуму його зовнішню частину (на відміну від ВВРК першого покоління, у яких був зовнішній контур багаторазової примусової циркуляції). Зараз поширені два варіанти ВВРК. У першому (фірма "Дженерал електрик", США) використана система зі струминними насосами, розташованими навколо активної зони безпосередньо в корпусі реактора. Є дві зовнішні рециркуляційні петлі, через які подається приблизно третина витрати теплоносія, затрачуваного на привід у дію струминних насосів. Фірма АЕГ (ФРН) розробила інший варіант ВВРК, у якому зовнішні петлі повністю відсутні, тому що циркуляційні насоси розташовуються безпосередньо в корпусі реактора (крім електродвигунів, що винесені з корпусу).

1. Корпус реактора (КР)

2. Тепловиділяючі збірки

3. Стрижні управління і захисту

4. Циркуляційні насоси (ЦН)

5. Приводи стрижнів СУЗ

6. Пара на турбіну

7. Живильна вода

8. Циліндр високого тиску турбіни (ЦВТ)

9. Циліндр низького тиску турбіни (ЦНТ)

10. Турбогенератор

11. Збудник

12. Конденсатор

13. Охолоджуюча вода конденсатора

14. Підігрівач живильної води

15. Живильний насос

16. Конденсатний насос

17. Залізобетонна оболонка

18. Підключення до мережі

Конструкції в обох варіантах ВВРК схожі. Сепараційні пристрої розташовані над активною зоною, органи СУЗ уводяться в активну зону знизу, використовуються уніфіковані твэлы й ТВС, органи регулювання, вимірювальна апаратура й т.д. Приблизно однакові й габарити корпусів реакторів. Однак є й розходження. Це відзначена вище різниця в способі циркуляції води; по-різному здійснюється привід органів СУЗ: у варіанті фірми "Дженерал електрик" використовують гідравлічні приводи, у варіанті АЕГ - механічні з електродвигуном для компенсаторів реактивності й для переміщення стрижнів долілиць (однак і в другому варіанті для висновку органів СУЗ із активної зони використовується гідропривід), розрізняється й принцип дії сепараторів пари: у першому варіанті пароводяна суміш рухається в сепараторах знизу нагору, у другому - зверху долілиць.

Таким чином, схема циркуляції води у ВВРК наступна: на вхід в активну зону надходить недогріта до кипіння вода. Проходячи через активну зону, вода нагрівається та закипає. На виході із зони є пароводяна суміш із масовим паровмістом до 20%. Ця суміш проходить послідовно два щаблі сепарації. На першій використовуються турбосепараторы. Після них пара з вологістю до 10 % надходить вище в блок жалюзійних сепараторів, де він досушивается до вологості приблизно 0,1 %. Збір пари здійснюється у верхній частині реактора, звідки він направляється на турбіну. Отсепарированная вода стікає по зовнішній поверхні сепараторів і попадає в простір між корпусом реактора й обичайками активної зони й блоку сепараторів. Роблячи опускний рух уздовж внутрішньої поверхні корпуса, вода надходить на всас циркуляційних (або струминних) насосів і направляється в напірну камеру, располо- женную під активною зоною. Отже, у корпусі реактора є чотири розділені порожнини з різним тиском теплоносія: напірна камера, тиск води в якій максимально; простір над активною зоною, заповнене пароводяною сумішшю; порожнина, займана отсепарированной водою й вологою парою; верхня частина корпуса, зайнята "сухим" пором. Всі порожнини з'єднані між собою так, що теплоносій проходить їх послідовно, практично без перетічок в інших напрямках. Для цього зроблені відповідні щити й екрани.

При конструюванні АЗ ВВРК необхідно враховувати специфіку теплоносія - киплячої води. Головна небезпека - можливість виникнення з теплообміну при погіршенні умов теплосъема на поверхні твэлов. В АЗ необхідні абсолютно надійні гідравлічні тракти теплоносія уздовж пучка твэлов і значно більше твердий контроль за розподілом енерговиділення, чим у ВВРД. Тому у ВВРК ТВС поміщені в чохли, що виключають можливість радіальної перетічки теплоносія по активній зоні. Крім того, для більше точного контролю за енерговиділенням ТВС повинні містити менше число твэлов (50-60), що приводить до збільшення загального числа ТВС в активній зоні до 500- 600. Активна зона ВВРК формується з окремих осередків. Кожний осередок складається із чотирьох касет, що оточують- хрестоподібний стрижень. Тому що елементи, що становлять осередок, у цей час стандартизовані, то АЗ певної потужності як би складається з відповідного числа осередків.

Нижнім кінцем кожна касета опирається на нижню опорну плиту реактора, що, у свою чергу, передає навантаження від ваги касет через напрямні регулюючих стрижнів на днище корпуса реактора. Угорі касети дистанционированы за допомогою верхньої дистанционирующей ґрати.

Теплоносій надходить у кожну ТВС через напрямні патрубки нижньої опорної плити. Інші елементи активної зони прохолоджуються при пропущенні контрольованої кількості теплоносія в простір між касетами.

Регулюючі стрижні розташовані там, де вони мають найбільшу здатніість, що компенсує, і викликають мінімальне порушення розподілу потужності. Реактивність і розподіл потужності по висоті й радіусу активної зони регулюються шляхом відповідного введення груп стрижнів в активну зону. При завантаженні свіжого палива потрібна додаткова компенсація надлишкової реактивності, що у перших ВВРК здійснювалася за допомогою тонких пластин з борированной нержавіючої сталі, розташованої між касетами. Після вигоряння поглинача 10У пластини віддалялися з активної зони. Зараз використовується інший тип вигоряючого поглинача - окис гадолиния (Gd2O3), що вводиться безпосередньо в паливо в такій кількості, що забезпечує в достатньому ступені компенсацію надлишкової реактивності й профілювання енерговиділення по висоті й радіусу АЗ.

Як ми вже відзначали, у цей час ТВС киплячих реакторів стандартизовані. ТВС складається із чохла, верхніх і нижньої завзятих плит, верхньої скоби, твэлов і проміжних дистанционирующих ґрат.

64 твэла 8x8 розміщаються у квадратних ґратах, образуя паливне складання. Твэлы фіксуються у вузлах квадратних ґрат верхніх і нижньої завзятих плит з нержавіючої сталі й дистанционируются за допомогою проміжних дистанционирующих ґрат із циркалоя-4. На нижній завзятій плиті є конус, що служить опорою ТВС у реакторі, а на верхній завзятій плиті - скоба для переносу складання в активній зоні з одного місця на інше або для витягу при перевантаженні.

Вісім твэлов використовуються як анкерні стрижні між верхніми й нижньої завзятими плитами. Нижні кінці цих твэлов угвинчені в нижню завзяту плиту, а верхні -проходять через верхню; на їхніх кінцях нагвинчені гайки. Інші стрижні перебувають між верхніми й нижньої завзятими плитами, причому верхні й нижня кінцеві заглушки кожного твэла вільно вставлені у відповідні отвори у верхній і нижньої завзятих плитах. На кожну верхню кінцеву заглушку навита пружина, що віджимає твэл від верхньої завзятої плити, фіксуючи його в нижнім положенні.

Кожна ТВС перебуває в чохлі квадратної форми, виконаної із циркалоя-4. У касеті фірми АSеа- Аtom (Швеція) пучок твэлов установлюється в чохлі без кріплення. Така касета має вушка під захоплення у верхній частині чохла. При перевантаженні пального, що відробило, касети поміщають у басейн і там за допомогою спеціального пристрою з них витягають складання твэлов. Чохол використовується вдруге.

Твэлы реакторів ВВРК принципово не відрізняються від твэлов ВВРД. Як паливо використовується двоокис урану. Оболонка виконана зі сплаву цирконію - циркалой-2. Відмітна їхня особливість -більший діаметр (до- 15 мм) і відповідно більша товщина оболонки (до 0,9 мм). Збільшення діаметра твэла пов'язане з більше низької теплонапряженностью активної зони й, звичайно, вигідно по технологічних міркуваннях.

Перевантаження палива на ВВРК здійснюється також на зупиненому й холодному реакторі. Для доступу до активної зони з корпуса реактора витягають сепарационные пристрою.

В останні десятиліття з'явилися пророблення ВВРК із корпусом тиску з попередньо напруженого залізобетону (ПНЖБ). Активні роботи в цьому напрямку ведуться в Росії й Швеції. Розміри корпуса із ПНЖБ можуть бути такі, що стає реальним створення установки одиничною потужністю до 2000 МВТ (эл.) з використанням природної циркуляції теплоносія в першому контурі - найбільш надійного способу відводу тепла з активної зони.

	«Браунз-Ферри» (США)	AP-1000 (США)	ВВЭР-1000 (Россия)
Год пуска
Мощность, МВт (эл.)
КПД АЭС брутто, %	32,3	32,7
Давление в 1-м контуре, МПа	6,9	15,5	16,0
Температура воды, °С:
на входе
на выходе
Размеры корпуса, м:	6,4
диаметр	4,0	4,5
Высота	22,2	12,0	13,5
Средняя энергонапряженность АЗ, МВт/м3	49,2	109,7
Загрузка урана, т (обаощение, %)	169 (2,2%)	84,5 (~3%)	75 (4,4%)
Глубина выгорания топлива МВт-сут/т ТМ	19 000	60 000	40 000
Число петель

4 Графітові реактори

В активной зоне графитовых реакторов размещены топливо, замедлитель и теплоноситель. В графитовых реакторах возможно использование различных теплоносителей, среди которых широкое применение получили обычная вода и газы. В отличие от водо-водяных эти реакторы имеют большие размеры, что определяется свойствами графита как замедлителя. Замедляющая способность графита намного меньше, чем воды, поэтому для получения спектра тепловых нейтронов доля графита в активной зоне весьма велика. Графитоурановое отношение в десятки раз превышает водоурановое. Благодаря этому удельное энерговыделение в активной зоне графитовых реакторов мало (по сравнению с водо-водяными реакторами на 1—2 порядка меньше).

Достоинство графитового замедлителя — его чрезвычайно слабая способность поглощать нейтроны. Поэтому в этих реакторах при определенном сочетании конструкционных материалов и основных компонентов активной зоны можно получить весьма благоприятный баланс нейтронов и в качестве топлива использовать природный уран, при этом КВ может достигать значений 0,8 и более. Графит — распространенный в природе и доступный для использования материал, производство его достаточно хорошо освоено, химически он довольно стоек, обладает хорошей теплопроводностью, допускает сравнительно высокие рабочие температуры. Благодаря редкой решетке графитовых реакторов и большому числу параллельных каналов перегрузку топлива можно производить на ходу, не останавливая реактор и не снижая нагрузку. Извлечение одной ТВС из большого числа параллельных каналов в процессе работы практически не сказывается на реактивности реактора в целом, при этом не требуется никаких вытеснителей, так как всплеска плотности нейтронов в графитовом замедлителе не произойдет и соседние ТВС будут работать в нормальных условиях.

При конструировании графитовых реакторов (за исключением высокотемпературных) необходимо иметь в виду, что загрузка графита должна быть рассчитана практически на весь ресурс работы ядерного реактора, так как замена его, как nравило, весьма затруднительна. При этом надо учесть, что графит изменяет свои свойства при облучении и при изменении температуры. Особенно это сказывается на изменении теплопроводности и размеров. Кроме того, при конструировании следует учитывать анизотропию графита. Опыт эксплуатации реакторов показывает, что графит работает надежно достаточно длительное время и каких-то серьеэных аварий из-за изменения свойств графитовой кладки не было. Графит совместим со мтюгими материалами, в том чйсле и с ядерным топливом.

В зависимости от используемого теплоносителя графитовые реакторы существенно различаются между собой как по конструкции, так и по теплофизическим показателям.

4.1 Водо-графітові реактори

Принципові теплогідравлічні схеми:

а — некипящий;

б — кипящий с прямой подачей пара в турбину;

в — кипящий с перегревом пара;

г — кипящий с полным испарением и перегревом пара

1 — реактор с перегружаемыми каналами;

2 — испарительный перегружаемый канал;

3 — турбина;

4 — генератор;

5— конденсатор;

б — конденсатный насос;

7 — конденсатоочистка;

8 — подогреватель низкого давления;

9 — деаэратор;

10 — питательный насос;

11 — парогенератор;

12 — циркуляционный насос;

13 — сепаратор пара;

14— испарительный неперегружаемый канал;

15 — реактор с неперегружаемыми каналами;

16 — перегревательный перегружаемый канал;

17 — подогреватель высокого давления;

18 — перегревательный неперегружаемый канал;

19— испарительный перегружаемый прямоточный канал;

20 — промежуточный перегреватель;

21 — испарительный неперегружаемый прямоточный канал

В реакторах с некипящей водой (а) с недогревом до температуры насыщения при данном давлении на 10-15°С тепловая схема двухконтурная - аналогична корпусным реакторам под давлением.

Реакторы, в которых происходит кипение воды с образованием пароводяной смеси (6), работают в составе одноконтурных установок. Пароводяная смесь поступает в сепараторы пара, в которых разделяется на пар и воду. Полученный таким образом насыщенный пар подается в турбину, а отсепарированная вода после её смешения с питательной водой, полученной из отработанного в турбине и сконденсированного пара, поступает снова в реактор.

Для полного испарения воду через реактор необходимо пропустить несколько раз. Число циклов, называемое кратностью циркуляции, зависит от получаемого на выходе из реактора массового паросодержания. Циркуляция воды через реактор может осуществляться либо принудительно с помощью циркуляционных насосов, либо за счет разности масс в подъемных и опускных линиях. Возможность естественной циркуляции теплоносителя для некоторых типов установок и для ряда режимов работы установок с принудительной циркуляцией является очень важным и полезным качеством.

В реакторе с перегревом пара (в) повышается термодинамический КПД установки, благодаря чему снижается удельный расход топлива на единицу вырабатываемой электроэнергии, улучшаются условия работы тубины, уменьшается расход охлаждающей воды и т. п. Однако при получении перегретого пара необходимо использовать материалы, выдерживающие повышение температуры, но они, как правило, имеют большие сечения поглощения нейтронов. Это обстоятельство уменьшает положительный эффект, получаемый от повышения параметров при перегреве пара, но общий результат оказывается положительным. Кроме того, возможности повышения жаростойкости и жаропрочности материалов, слабо поглощающих нейтроны, позволяют считать схемы с использованием перегрева пара наиболее перспективными. Канальные реакторы по сравнению с другими типами реакторов наиболее пригодны для осуществления перегрева пара.

Большой интерес представляет возможность полного испарения воды в каналах по так называемой прямоточной схеме (г). В этом варианте не нужен сепаратор пара для разделения пароводяной смеси на пар и воду и нет необходимости в циркуляционном насосе, так как расход теплоносителя по контуру обеспечивается насосами питательной воды. Все это должно дать заметный экономический эффект, упростить режимы работы. Экспериментально показано, что прямоточная схема может быть осуществлена как при закритических, так и при докритических параметрах воды.

Возможны два варианта канального реактора – с перегружаемыми и неперегружаемыми каналами.

Перегружаемые каналы представляют собой конструкцию, которая одновременно является и сборкой тепловыделяющих элементов трубчатого типа, и трактом теплоносителя. В трубчатых твэлах теплоноситель течет по внутренней трубке, вокруг которой расположено топливо, при этом трубчатый твэл нагружен изнутри давлением теплоносителя. Благодаря этому в случае нарушения герметичности оболочек твэла топливо и продукты деления не попадают в теплоноситель. Концы внутренней трубки трубчатого твэла приварены к трактам канала, по которым теплоноситель подводится к твэлу и отводится от него. Все твэлы и тракты в канале объединены в единую систему движения теплоносителя. Для соединения с внешней системой теплоносителя на верхней головке канала выполнены подводящий и отводящий штуцера.

Каналы с трубчатыми твэлами устанавливают в предназначенные для них вертикальные тракты, образуемые отверстиями в графитовой кладке и вваренными в верхнюю плиту трубами-стояками..Каналы крепят к верхней части стояков и уплотняют с помощью прокладки.

Перегружаемые каналы с трубчатыми твэлами были разработаны в процессе конструирования реактора Первой АЭС. Предотвращение возможности попадания продуктов деления ядерного топлива и самого топлива в теплоноситель при разгерметизации твэлов имело большое значение ввиду отсутствия опыта по конструированию твэлов и неизученности их работоспособности в условиях энергетических ядерных реакторов. Выбор перегружаемой конструкции каналов обеспечивал возможность замены их через определенное время, что было существенным в связи с недостаточными знаниями в то время о влиянии облучения на свойства конструкционных материалов.

В реакторах в неперегружаемыми каналами ТВС и технологический канал являются раздельными узлами. К утановленным в реактор каналам с помощью неразъемных соединений подсоединены трубопроводы — индивидуальные тракты подвода и отвода теплоносителя. Загружаемые в каналы ТВС крепятся и уплотняются в верхней части стояка канала. Таким образом, при перегрузке топлива не требуется размыкания тракта теплоносителя, что позволяет осуществлять ее с помощью соответствующих перегрузочных устройств без остановок реактора.

Характеристика	РБМК-1000	РБМК-1500	РБМКП-2400	МКЭР-1500
Тепловая мощность, МВт
Электрическая мощность, МВт
К. п. д. блока, %	31,3	31,3	37,0	35,2
Р пара перед турбиной, атм				65?
Т пара перед турбиной, °C
Размеры активной зоны, м:
высота			7,05
диаметр (ширина×длина)	11,8	11,8	7,05×25,38
Загрузка урана, т
Обогащение, % 235U
испарительный канал	2,6-3,0	2,6-2,8	1,8	2-3,2
перегревательный канал	—	—	2,2	—
Число каналов:
испарительных
перегревательных	—	—		—
Среднее выгорание, МВт·сут/кг:
в испарительном канале	22,5	25,4	20,2	30-45
в перегревательном канале	—	—	18,9	—
Размеры оболочки твэла, мм:
испарительный канал	Æ13,5×0,9	Æ13,5×0,9	Æ13,5×0.9	-
перегревательный канал	—	—	Æ10×0,3	—
Материал оболочек твэлов:
испарительный канал	Zr + 2,5%Nb	Zr + 2,5%Nb	Zr + 2,5%Nb	-
перегревательный канал	—	—	Нерж. сталь	—

Общий вид РБМК-1000:

1 — опорная металлоконструкция;

2 — индивидуальные водяные трубопроводы;

3— нижняя металлоконструкция;

4 — боковая биологическая защита;

5 — графитовая кладка;

6 — барабан-сепаратор;

7 — индивидуальные пароводяные трубопроводы;

8 — верхняя металлоконструкция;

9 — разгрузочно-загрузочная машина;

10 — верхнее центральное перекрытие;

11 — верхнее боковое перекрытие;

12 — система контроля герметичности оболочек твэлов;

13 — главный циркуляционный насос;

14 — всасывающий коллектор;

15 — напорный коллектор

В РУ типа РБМК-1000 циркуляция теплоносителя осуществляется по двум симметрично расположенным контурам. Из раздаточных коллекторов вода при температуре 265 ^оС и давлении 8 МПа поступает с нижнего торца реактора в параллельные каналы, в которых подвешены ТВС. Вода догревается до кипения, частично испаряется и с массовым парасодержанием 14-17% поступает в один из четырех барабанов-сепараторов, где вода и пар разделяются. Насыщенный пар с давлением 7 МПа направляется для работы в турбину, а вода возвращается в контур циркуляции, где смешивается с питательной водой и вновь поступает в рабочие каналы реактора.

Реактор представляет собой цилиндрическую графитовую кладку, состоящую из 2488 вертикальных графитовых колонн, собранных из прямоугольных блоков высотой 200, 300, 500 и 600 мм, с основанием 250X250 мм и внутренним отверстием диаметром 114 мм:

- 1693 колонны для топливных каналов;

- 179 колонн для каналов СУЗ реактора;

- 616 колонн - боковой отражатель.

Общий эквивалентный диаметр кладки 13,8 м (диаметр АЗ - 11,8 м, толщина бокового отражателя - 1 м). Высота кладки 8 м (высота АЗ - 7 м, толщины торцевых отражателей по 0,5 м), плотность графита 1,65 г/см³.

В отверстиях 616 периферийных колонн установлены металлические водоохлаждаемые штанги, фиксирующие графитовую кладку при перемещениях в радиальном направлении. Каждая графитовая колонна установлена на опорный стакан, прикрепленный к нижней плите. На опорные же стаканы крепится стальная диафрагма толщиной 5 мм, предназначенная для уменьшения теплопередачи излучением от кладки к нижней плите и для организации распределения потока газа внутри реактора.

Графитовая кладка размещается в герметичном стальном кожухе, заполненном смесью гелия с азотом при небольшом избыточном давлении (нейтральная атмосфера для предотвращения выгорания графита, находящегося при высокой температуре). Добавка гелия увеличивает теплопроводность газовой смеси и улучшает условия теплоотвода от графитовой кладки к теплоносителю внутри каналов. Газовая среда реактора служит также для вентиляции внутриреакторного пространства и для контроля целостности каналов. Откачка газа из реактора осуществляется из вваренных в верхнюю плиту проходок-стояков по индивидуальным импульсным трубкам, проложенным над верхней плитой. Газ в эти трубки поступает снизу кладки, проходя вдоль канала. В случае нарушения целостности канала газ увлажняется, что и определяется проводимым анализом влажности газа. Полость вокруг кожуха реактора заполнена азотом, давление которого несколько больше давления газа внутри кожуха. Благодаря этому исключаются утечки газа из внутриреакторного пространства через кожух.

В центральных отверстиях графитовых блоков размещаются трубы 1693 топливных каналов и 179 каналов СУЗ. В пределах активной зоны трубы каналов выполнены из циркония с присадкой 2,5% ниобия (топливный канал -Æ88 Х 4 мм, канал СУЗ - Æ88 Х 3 мм). Торцевые части каналов, проходящие через верхние и нижние слои защиты, выполнены из нержавеющей стали. Соединение центральной циркониевой трубы с концевыми частями из нержавеющей стали осуществляется специальными переходниками сталь-цирконий, изготовленными методом диффузионной сварки. Длина топливного канала 18,2 м, диаметр в нижней части 60 мм, а в верхней 121 мм, длина канала СУЗ 21,3 м.

Каналы привариваются к внутренней поверхности стояков верхней плиты, а со стояками нижней плиты соединяются через сильфонные узлы, обеспечивающие компенсацию линейных удлинений канала при разогреве и в результате осевой ползучести циркониевого сплава.

На циркониевую часть канала надеты разрезные графитовые кольца. Эти кольца через одно плотно облегают трубу канала или прижаты к поверхности отверстия графитовой кладки. Разрезные кольца обеспечивают теплопередачу от графитовой кладки к теплоносителю, протекающему в канале, и дают возможность компенсировать тепловые расширения каналов, ползучесть и усадки графита.

Технологический канал РБМК-1000

1 - стальная пробка биологической защиты;

2, 11 - верхняя и нижняя металлоконструкции,

3, 12 - концевые трубы технологичесжого канала из нержавеющей стали,

4 - узел крепления трубы из нержавеющей стали к корпусу технологического канала,

5 - подвеска ТВС,

Б - обойма,

7 - запорная пробка;

8 - разрезные упругие графитовые кольца.

9 - ТВС;

10 - циркониевая труба Æ88х4 (Zr+2,5% Nb);

13 - сильфонный компенсатор,

14 - сальниковое уплотнение

К нижним частям каналов приварены трубопроводы для подвода теплоносителя в топливных каналах (для отвода в каналах СУЗ). К стоякам выше мест вварки в них каналов приварены трубопроводы для отвода теплоносителя из топливных каналов (для подвода - в каналах СУЗ). Трубопроводы подвода воды к топливным каналам — нижние водяные коммуникации имеют диаметр 57 мм, а толщину стенки 3,5 мм. Вода в них поступает нз 44 групповых коллекторов (по 22 коллектора на каждую сторону реактора). К групповым коллекторам вода подается от напорных коллекторов.

Индивидуальные трубопроводы для отвода пароводяной смеси от каналов к сепараторам — пароводяные коммуникации Æ76 х 4 мм образуют два ряда перед входом в каждый сепаратор. Между этими рядами установлены специальные короба с биологической защитой, внутри которых перемещаются детекторы контроля герметичности оболочек твэлов (КГО). С определенным интервалом времени детекторы проходят мимо каждого трубопровода, фиксируя при этом активность теплоносителя в нем. В случае разгерметизации оболочек твэлов в каком-либо канале активность в трубопроводе возрастает, что фиксируется системой КГО, которая вырабатывает сигнал, по которому ТВС с дефектными твэлами должна быть извлечена из канала.

ТВС представляет собой два пучка из 18 стержневых твэлов, подвешенных один над другим на специальных подвесках в технологических каналах. Высота одного пучка составляет 3,5 м. В качестве ядерного топлива используется двуокись урана с обогащением по ²³⁵U 1,8%. Оболочки твэлов выполнены из сплава циркония с ниобием. Наружный диаметр твэлов составляет 13,6 мм, толшина оболочки 0,9 мм.

Расположение твэлов в ТВС с требуемым шагом (минимальный зазор между твэлами 1,7 мм) обеспечивается с помощью дистанционирующих решеток, состоящих из 19 ячеек, из которых 18 служат для дистанционирования твэлов, а центральная ячейка — для крепления решетки к каркасной трубке ТВС.

ТВС реактора РБМК-1000:

1- nодвеска,

2- штифт,

3- переходник,

4- хвостовик,

5- твэл,

6- несущий стержень;

7- втулка,

8- дистанционирующая решетка;

9- концевая решетка,

10- наконечник,

11 -гайка,

12- труба каркаса,

13- ячейки дистанционирующей решетки

Регулирование, компенсация избыточной реактивности и аварийная защита осуществляются подвижными поглощающими стержнями из карбида бора. Для поглощающих стержней имеется 179 каналов, охлаждаемых автономным водяным контуром. В качестве приводов СУЗ используются обычные асинхронные двигатели, установленные в верхней части каналов стержней СУЗ.

Стержни СУЗ предназначены для регулирования радиального поля энерговыделения (PC), автоматического регулирования мощности (АР), быстрой остановки реактора (A3) и регулирования высотного поля энерговыделения (УСП), причем стержни УСП длиной 3050 мм выводятся из активной зоны вниз, а все остальные длиной 5120 мм, вверх.

Для контроля за энергораспределением по высоте активной зоны предусмотрено 12 каналов с семисекционными детекторами, которые установлены равномерно в центральной части реактора вне сетки топливных каналов и каналов СУЗ. Контроль за энергораспределением по радиусу активной зоны производится с помощью детекторов, устанавливаемых в центральные трубки ТВС в 117 топливных каналах. На стыках графитовых колонн кладки реактора предусмотрено 20 вертикальных отверстий диаметром 45 мм, в которых устанавливаются трехзонные термометры для контроля за температурой графита.

Характерная особенность канальных реакторов — регулирование и контроль расхода теплоносителя по каждому каналу. Это позволяет получать на выходе всех каналов примерно одинаковые теплотехнические параметры и иметь минимально необходимый расход теплоносителя через реактор. Требуемый для каждого канала расход определяется его мощностью, которая в свою очередь зависит от места нахождения канала в реакторе и от выгорания топлива. В связи с этим мощность, а следовательно, и необходимый расход теплоносителя в течение кампании постепенно (при перегрузке топлива скачкообразно) изменяются. Регулирование расхода осуществляется с помощью запорно-регулирующего клапана (ЗРК). ЗРК вместе с расходомерами устанавливают на индивидуальных водяных трубопроводах около групповых коллекторов.

Перегрузка ядерного топлива возможна на ходу без сброса нагрузки. Для этого изготовлена специальная загрузочио-разгрузочная машина, которая может сочлениться с любым каналом и обеспечить ежесуточную выгрузку и загрузку пяти ТВС. Машина имеет внутреннюю герметичную полость, рассчитанную на полное давление в рабочих каналах и оснащенную механизмами для разуплотнения канала и выполнения операций по извлечению отработавшей ТВС и загрузке свежей. Расчетная глубина выгорания составляет 18 500 МВт· сут/т

при длительности кампании 3 года.

При проектировании энергоблоков РБМК-1000, в силу несовершенства расчетных методик, был выбран неоптимальный шаг решетки каналов. В результате реактор оказался несколько перезамедлен, что приводило к положительным значениям парового (пустотного) коэффициента реактивности в рабочей области, превышающим долю запаздывающих нейтронов. После аварии на ЧАЭС для изменения парового коэффициента реактивности был выполнен ряд мероприятий, в том числе в некоторые каналы вместо топлива установлены дополнительные поглотители. В последующем, для улучшения экономических показателей энергоблоков с РБМК дополнительные поглотители извлекались, для достижения заданных нейтроно-физических характеристик стали применять топливо более высокого обогащения (до 3%) с выгорающим поглотителем (оксид эрбия).

В РБМК-1500 мощность повышена за счёт увеличения удельной энергонапряжённости активной зоны путём увеличения мощности ТК в 1,5 раза при сохранении его конструкции. Это достигается интенсификацией теплосъема с твэлов при помощи специальных интенсификаторов теплообмена (турбулизаторов) в верхней части обеих ТВС. Это позволяет сохранить прежние габариты и общую конструкцию реактора.

Достоинства:

- Пониженное давление воды в первом контуре (по сравнению с ВВРД);

- 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 и ремонта узлов активной зоны (например, труб технологических каналов);

- Малое «паразитное» поглощение нейтронов в активной зоне (более благоприятный нейтронный баланс), как следствие — более полное использование ядерного топлива;

- Более легкое (по сравнению ВВРД) протекание аварий, вызванных разгерметизацией циркуляционного контура, а также переходных режимов, вызванных отказами оборудования;

- Замена топлива без остановки реактора благодаря независимости каналов друг от друга (КИУМ);

- Возможность наработки радионуклидов технического и медицинского назначения, а также радиационного легирования различных материалов;

- Отсутствие (по сравнению с ВВРД) необходимости применения борного регулирования;

- Более равномерное и глубокое (по сравнению с ВВРД) выгорание ядерного топлива;

- Возможность работы реактора с низким ОЗР — оперативным запасом реактивности (современные проекты);

- Более дешёвое 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.

Недостатки:

- Большое количество трубопроводов и различных вспомогательных подсистем требует наличия большого количества высококвалифицированного персонала;

- Необходимость проведения поканального регулирования расходов, что может повлечь за собой аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал;

- Более высокая нагрузка на оперативный персонал по сравнению с ВВРД, связанная с большим количеством узлов (например, запорно-регулирующей арматуры);

- Бо́льшее количество активированных конструкционных материалов из-за больших размеров АЗ и металлоёмкости РБМК, остающихся после вывода из эксплуатации и требующих утилизации

4.2 Газо-графітові реактори

Основные преимущества газового теплоносителя:

- однофазный теплоноситель — газ позволяет получать высокие температуры на выходе из реактора (до 1000 °С и выше) независимо от давления в нем;

- высокая температура теплоносителя делает возможным реализацию наиболее эффективных тепловых схем с максимальными термическими КПД цикла;

- малое макроскопическое сечение поглощения нейтронов газами дает значительную «экономию нейтронов» в АЗ;

- при аварийных ситуациях, связанных с разгерметизацией первого контура, газоохлаждаемые реакторы оказываются наиболее безопасными с точки зрения возможного радиационного воздействия на окружающую среду.

Основные недостатки:

- плохие теплофизические свойства газовых теплоносителей;

- небольшая удельная мощность реакторов (до 10 МВт/м³) и, как следствие, наиболее габаритные активные зоны;

- необходимость увеличения давления газа до 5,0 МПа и выше для снижения доли мощности, затрачиваемой на циркуляцию теплоносителя;

- относительно небольшой опыт работы с газовым теплоносителем, в особенности с гелием (требуется проведение широкого круга НИОКР по конструкции реактора и элементов оборудования первого контура).

4.2.1 Вуглекисло-графітові реактори

При выборе типа энергетического реактора в Великобритании предпочтение было отдано корпусному реактору на природном уране с графитовым замедлителем, охлаждаемому углекислым газом. Реакторы данного типа называют магноксовыми — по названию сплава магния, используемого в качестве конструкционного материала оболочки твэла. Выбор реактора данного типа объясняется возможностью использования дешевого необогащенного ядерного топлива и наработки значительного количества плутония. Первый реактор данного типа был построен в Колдер-Холле (Великобритания) в 1956 г. Всего в мире до 1971 г. построено 36 реакторов данного типа, из них 26 в Великобритании и 7 во Франции. После этого подобные реакторы нигде не строились.

Характеристика	«Колдер- Холл»	«Уилфа»	«Хинкли- Пойнт-Б»	«Хейшем»
Тип реактора	Магноксовый	АGR
Год пуска Электрическая мощность, МВт КПД, % Давление С02, МПа Т СО2, на выходе из реактора, °С	0,78	31,5 2,75	41,2 4,13	41,7 4,13.
Топливо	Металлический уран	UО2
Обогащение, %	Природный уран	2,06—2,57	2,1—2,6
Тип твэла	Блочковый	Стержневой
Энергонапряженность топ­лива, кВт/кг Расчетное выгорание, МВт-сут/т Размеры активной зоны D/H, м Масса графита, т Число рабочих каналов Число твэлов в канале Материал корпуса	1,35 3000-4000 9,45/6,4 Сталь	3,16 17,37/9,14 ПНЖБ	18 000 - - - ПНЖБ	18 000 - - - ПНЖБ

За 15 лет интенсивных НИОКР и на основе полученного опыта эксплуатации магноксовых реакторов:

- повышена единичная мощность реактора более чем в 10 раз;

- поднят КПД с 19% до ~30 %,

- повышена температура на выходеиз реактора с 340 до 410°С;

- снижена относительная мощность на прокачку теплоносителя с 13,5% до ~7 %,

- поднято давление газа с 0,7 до 2,8 МПа;

- получены новые технические решения элементов реактора, активной зоны, твэлов, элементов первого контура, использованные в последующих разработках газоохлаждаемых реакторов, в том числе высокотемпературных (в первую очередь - технология корпусов высокого давления из ПНЖБ)

Основные достоинства корпусов из ПНЖБ:

- возможность изготовления корпуса любого требуемого размера и формы;

- высокая безопасность и невозможность внезапного хрупкого разрушения корпуса;

- благоприятная радиационная обстановка за корпусом (толщина корпуса, выбираемая из соображений прочности, в 1,5—2 раза больше необходимой толщины радиационной защиты);

- возможность изготовления из местных строительных материалов с применением в основном обычной строительной и монтажной технологии.

Недостатки:

- большой срок строительства корпуса (3—4 года):

- невозможность демонтажа и ремонта заложенных в бетон элементов корпуса;

- необходимость постоянного эксплуатационного надзора за системой напряжения и некоторыми другими системами корпуса.

Схема компоновки оборудования в ПНЖБ-корпусе:

а — оборудование первого контура вокруг АЗ;

б — оборудование под АЗ;

в — оборудование в полостях стеиок корпуса;

г — блочная компоновка (оборудование вне корпуса)

Сопротивление внутреннему давлению в корпусе создается системой тросов предварительного напряжения. Бетон работает с максимальным напряжением на сжатие, когда давление в корпусе отсутствует, и с минимальным напряжением (и деформациями) при рабочей нагрузке. Следовательно, система предварительного напряжения должна создавать осевое, тангенциальное и радиальное напряжения. Осевое напряжение создается вертикальными силовыми тросами (их может быть несколько сот или даже тысяч), закрепляемыми наглухо с одного конца и натягиваемыми гидравлическими домкратами с другого конца. Тангенциальное и радиальное предварительное напряжение удобнее всего создавать, обматывая цилиндрическую внешнюю поверхность корпуса стальной проволокой или лентой с необходимым напряжением.

Следующим этапом в развитии газоохлаждаемых реакторов явились усовершенствованные реакторы АGR. В результате проведенных работ создан типовой реактор АGR мощностью 660 МВт (эл.), вырабатывающий во втором контуре пар давлением 16,0 МПа и температурой 538 °С, т. е. с параметрами, характерными для современных ТЭС. Для достижения указанных параметров температура СО₂ на выходе из реактора поднята до 650°С, давление до 4,1 МПа, КПД АЭС при этом достигает 41,7 %. Энергонапряженность активной зоны была поднята до 2,8 МВт/м³. Выгорание топлива повысилось до 20 000 МВт-сут/т.

Энергетический реактор АGR

1 – опора парогенератора;

2 – радиационная защита парогенератора;

3 – бак активной зоны;

4 – газонепроницаемый кожух;

5 – каналы для перегрузки и стержней СУЗ;

6 – корпус из ПНБЖ;

7 – пароперегреватель;

8 – выход пара;

9 – парогенератор;

10 – выход питательной воды;

11 – система аварийного охлаждения парогенератора;

12 – газодувка;

13 – опора;

14 – опорная конструкция активной зоны;

15 – активная зона

Схема установки графитовых блоков в AGR:

1- канал для прохода СО₂, охлаждающего кладку;

2- графитовая связующая шпонка;

3- блок дляразмещения внутризонных детекторов;

4- блок для размещения стержня СУЗ;

5- блок для размещения ТВС

После газодувки холодный теплоноситель разделяется на два потока: большая часть попадает в пространство под активной зоной и затем снизу вверх проходит через топливные каналы активной зоны, обеспечивая теплосъем; меньшая часть теплоносителя, охлаждая радиационную защиту парогенераторов, попадает в камеру холодного теплоносителя над активной зоной и затем проходит сверху вниз через графитовую кладку, обеспечивая ее охлаждение. В пространстве под активной зоной оба потока смешиваются. Самая верхняя часть внутренней полости корпуса является как бы сборным коллектором горячего теплоносителя, откуда он направляется в парогенераторы (сверху вниз) и затем снова на газодувку.

Активная зона реактора набрана из 64 000 графитовых блоков с общей массой более 1000 т. Для компенсации температурных расширений и организации регулярной системы каналов и отверстий для прохода охлаждающего графитовую кладку теплоносителя используются блоки весьма сложной конфигурации. По условиям работы графита в среде СО₂ максимальная температура не должна превышать 450 °С. Центральные отверстия в блоках диаметром 250 мм образуют решетку для размещения топливных каналов с шагом около 400 мм. В режиме равновесной загрузки 412 каналов активной зоны служат для размещения топлива и 53 канала — для размещения органов СУЗ. Диаметр активной зоны 9,58 м, высота 8,29 м.

4.2.2 Гелій-графітові реактори

В начале 60-х годов было предложено использовать в газоохлаждаемых реакторах в качестве теплоносителя инертный гелий, а в качестве топлива — керамические материалы в сочетании с графитовым замедлителем. При этом на выходе из реактора можно получить температуру 750—950°С и выше. Газоохлаждаемые реакторы такого типа получили название «высокотемпературные газоохлаждаемые» (ВТГР). Преимущества ВТГР:

- возможность получения наибольшего КПД в паротурбинном и в прямом газотурбинном циклах;

- состав активной зоны (графит и ядерное топливо) позволяет наиболее эффективно использовать ядерное топливо с коэффициентом воспроизводства, близким к 1;

- гелий химически инертен и поэтому в активной зоне и первом контуре отпадает проблема коррозии, т. е. совместимости материалов с теплоносителем;

- комбинация гелия-теплоносителя и графита-замедлителя делает ВТГР одним из наиболее безопасных типов реактора как по физическим свойствам, так и по возможному радиационному воздействию на окружающую среду.

В период 1966—1968 гг. в Великобритании, США и ФРГ были введены в эксплуатацию три опытных ВТГР: «Драгон», «Пич-Боттом» и АVR. Во всех трех реакторах в качестве топлива использовались микротвэлы с многослойным покрытием из пироуглерода различной плотности и карбида кремния. Особый интерес пред-ставляет АVR, в котором использованы шаровые твэлы. Такие твэлы просты по конструкции и технологичны в изготовлении. Их применение позволило осуществить непрерывную перегрузку топлива без остановки реактора, достичь равномерного и оптимального выгорания топлива благодаря многократному прохождению твэлов через активную зону.

Схема циркуляции шаровых твэлов в ВТГР с засыпной активной зоной

1 — подъемник твэлов;

2 — устройство для исследования твэлов и измерения выгорания;

3 — емкость для поврежденных твэлов;

4 — накопитель;

5 — активная зона;

6 — устройство подачи твэлов;

7 —шаговый разделитель твэлов;

8, 9 — промежуточные шнеки;

10 — ЭВМ для управления процессом;

11 — устройство для вывода твэлов из контура;

12 — направляющее приспособление

Шаровые твэлы

а- твэл с резьбовой пробкой;

б- прессованный твэл;

1- резьбовая пробка;

2- графитовая оболочка;

3- графитовая матрица;

4- наружная зона без топлива;

5- делящийся и воспроизводящий материал

Конструкция реактора АVR:

1 —газодувка;

2 — опора корпуса;

3 — канал загрузки твэлов;

4 — внутренний корпус;

5 — вывод труб парогенератора;

6 — парогенератор;

7 — биологическая защита:

8 — активная зона;

9 — отражатель;

10 — тепловая защита;

11 — опорная конструкция;

12 — наружная оболочка

Накопленный опыт проектирования и успешной эксплуатации опытных ВТГР позволил создать первые энергетические реакторы НТGR в США и ТНТR в Германии.

Реакторы НТGR (США)

Характеристика	«Питч-Боттом»	«Форт Сент Брейн»	проект
Год пуска
Мощность, МВт
тепловая
электрическая
КПД, %			38,6
Температура газа, °С
на входе
на выходе
Активная зона
Высота, м	2,28	4,75	6,34
Диаметр, м	2,79	5,94	8,47
Число топливных блоков
Число топливных колонн	—
Число блоков в колонне	—
Высота блока, см		79,3	79,3
Размер блока под ключ см	Æ8,9	35,9	35,9
Кампания реактора, годы
Число перегрузок в год
Среднее энерговыделение, МВт/м3	8,3	6,3	8,4
Глубина выгорания, МВт сут/т ТМ	73 000	100 000	98 000
Равновесное отношение С/Тh
Число регулирующих стержней		37 пар	73 пары

Схема РУ АЭС «Форт Сент Брейн»

1 - газодувка,

2 - модуль парогенератора,

3- активная зона,

4- канал для системы СУЗ и nерегрvзки топлива

5- канал для ионизационной камеры,

6- охлаждаемая опорная конструкция зоны,

7 -корпус реактора из ПНЖБ

Графитовые тоnливные блоки

1- каналы для выгорающих поглотителей Æ12,7 мм

2- каналы для теплоносителя Æ21 мм,

3- каналы для твэлов Æ15,9 мм,

4- графитовая пробка

5- отверстие для захвата перегрузочной машины,

б- установочный штифт,

7- поток гелия,

8- установочное гнездо

Для высокотемпературных газаграфитовых реакторов характерно нисходящее направление движения теплоносителя. В них теплоноситель с температурой около 300 ^оС поступает с верхнего торца активной зоны и, подогревшись, отводится с нижнего. При этом приводы СУЗ и устройства для перегрузки во время нормальной работы находятся в зоне сравнительно холодного газа.

РУ «Форт Сент Брейн» имеет интегральную компоновку первого контура в одном общем железобетонном корпусе. Высота шестигранного корпуса 35 м и диаметр (размер под ключ) 20,3 м. Внутренняя полость корпуса цилиндрической формы диаметром около 9 м и высотой 22,5 м. В верхней части корпуса размещен сам реактор, а парогенераторы и газодувки — под ним.

Целостность корпуса при рабочем давлении ~ 5 МПа обеспечивается усиливающей стальной арматурой и системой предварительного напряжения, состоящей из металлических тросов. Внутренние поверхности полостей и каналов корпуса облицованы оболочкой из углеродистой стали. Для обеспечения допустимой температуры бетона и стальной оболочки к внутренней поверхности последней прикрепляется слой керамической теплоизоляции По внешней поверхности стальной оболочки, обращенной к бетону, проложена система труб для водяного охлаждения, что позволяет поддерживать температуру внутренней поверхности бетона на уровне 70 °С

Активная зона набирается из шестигранных графитовых блоков с твэлами, изготовленных из обычного реакторного графита. В топливных блоках имеются 102 продольных сквозных канала для гелиевого теплоносителя и 210 заглушённых для твэлов и выгорающих поглотителей.

Твэлы, загружаемые в глухие каналы, представляют собой цилиндрические стержни высотой 5—6 см, выполненные прессованием мелких топливных частиц в графитовой матрице. В качестве топлива используется высокообогащенный (93%) уран в виде 1Х2 с размером частичек около 200 мкм, а воспроизводящим материалом служит ТЮ2. Твэлы покрыты газоплотной оболочкой, выполненной из высокопрочного пиролитического графита.

Выгорающие поглотители также представляют собой графитовые стержни, содержащие до 5% природного бора (в виде В₄С). Они предназначены для компенсации избыточной реактивности и выравнивания радиального энерговыделения.

Реактор регулируется с помощью 74 подвижных регулирующих стержней, перемещаемых попарно от одного привода.

Перегрузка топлива производится при выключенном реакторе со сбросом давления и расхолаживанием контура. На реакторе АЭС «Форт Сент Брейн» при продолжительности кампании 6 лет предусматривается ежегодная перегрузка 1/6 части топлива (примерно 250 блоков). Перегрузка производится через вертикальные каналы, расположенные на верхней крышке реактора. Каждый канал обслуживает группу топливных колонн. Через те же перегрузочные каналы проходят приводы СУЗ, которые во время перегрузки убираются.

Топливные графитовые блоки одновременно служат и замедлителем. Они не рассчитаны на весь срок работы и полностью заменяются новыми за время кампании реактора. Аналогичные графитовые блоки, являющиеся отражателем, не имеют вертикальных каналов для топлива и теплоносителя и заменяются примерно в 2 раза реже, чем топливные в активной зоне.

5 Важководні реактори

5.1 Загальна інформація

Важководні реактори почали розроблятись в 40-х роках минулого сторіччя в СРСР, Великобританії та США в якості промислових з метою напрацювання урану-233 (в торієвому циклі) та плутонію-239 (в урановому циклі). Натомість, в Канаді такі реактори розвивались в якості енергетичних, період еволюційного вдосконалення технології CANDU на сьогодні становить понад 50 років.

У важководних реакторних установках в якості уповільнювача нейтронів використовується важка вода (D₂О), а в якості палива - природний або слабозбагачений уран. За теплофізичними властивостями важка вода аналогічна легкій, однак суттєво відрізняється на краще від останньої за ядерно-фізичними властивостями.

Характеристика	Легка вода	Важка вода
Хімічна формула	H2O	D2O
Відносна атомна маса	18,0	20,0
Густина, кг/м3
Макроскопічний переріз розсіяння нейтронів (надтепловий) Ss, см -1	1,64	0,35
Макроскопічний переріз поглинання нейтронів (надтепловий) Sa, см -1	22·10-3	85·10-6
Середнє число зіткнень нейтронів до термолізації, x	19,6	35,7
Уповільнююча здатність xSs, см -1	1,5	0,18
Коефіцієнт уповільнення нейтронів xSs/Sа

Конструкції важководних реакторів відрізняються:

- за речовиною теплоносія: звичайна або важка вода чи органічна рідина;

- за станом теплоносія: киплячий або не киплячий під тиском;

- за конструктивним виконанням: корпусний або канальний.

5.2 Корпусні важководні реактори

Корпусні важководні реактори значно менш поширені, ніж канальні через наступні причини:

- Значна одинична потужність реактору недосяжна через малу уповільнюючу здатність D₂O та великий крок розташування ТВЗ;

- За відсутності роділення важководного сповільнювача та теплоносія вся важка вода перебуває під високим тиском, що ускладнює забезпечення герметичності контуру.

За конструктивним виконанням існують корпусні важководні реактори:

- з киплячим теплоносієм та одноконтурною схемою;

- з некиплячим теплоносієм та двоконтурною схемою.

Схеми корпусних важководних реакторів з киплячим (а) та некиплячим (б) теплоносієм:

1 - корпус реактора;

2 - випарний канал;

3 - перегрівальний канал;

4 - рівень води;

5 - насичена пара;

6 - підігрівальний канал.

5.3 Канальні важководні реактори

За конструктивним виконанням існують канальні важководні реактори:

- з киплячим теплоносієм та одноконтурною схемою;

- з некиплячим теплоносієм та двоконтурною схемою.

Схеми канальних реакторних установок з киплячою легкою (а) та некиплячею важкою (б) водою:

1 - бак з важководним уповільнювачем (каландр);

2 - технологічний канал;

3 - сепаратор пари;

4 - збірний колектор;

5 - роздавальний колектор;

Б - отвори для скидання важководного уповільнювача;

7 - газовий зазор;

8 - труба каландра;

9 - циркуляційний насос.

5.3.1 Канальні важководні реактори, охолоджувані важкою водою

Реакторні установки типу СANDU (CANada Deuterium Uranium) відносяться до групи важководних енергетичних реакторів (за міжнародною класифікацією - PHWR - Power Heavy Water Reactor).

Після Канади, що є країною походження технології СANDU та експлуатує 18 таких енергоблоків, Пакістан та Індія були першими країнами, де були побудовані енергоблоки з реакторними установками цього типу (встановлена потужність 137 та 100 МВт, підключення до мережі у 1971 та 1972 р.р., відповідно). В Пакистані про-грама СANDU не знайшла подальшого продовження. В Індії наступний блок типу CANDU потужністю 200 МВт був побудований на базі досвіду, отриманого при будівництві 1-го блоку через 8 років (підключення до мережі у 1980 р.). Відтоді в Ін-дії введені в експлуатацію ще 13 блоків цього типу, зараз будується ще 3 важководя-них реактори. При цьому, один із споруджуваних блоків потужністю 200 МВт орієн-тований на використання торієвого циклу.