15. Типовые ядерные реакторы рбмк.

 Реактор РБМК-1000 (реактор большой мощности канальный) является реактором с не перегружаемыми каналами, в отличие от реакторов с перегружаемыми каналами, ТВС и технологический канал являются раздельными узлами. К установленным 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.     При создании таких реакторов решалась задача экономичного использования нейтронов в активной зоне реактора. С этой целью оболочки ТВЭЛов и трубы канала изготовлены из слабо поглощающих нейтроны циркониевых сплавов. В период разработки РБМК температурный предел работы сплавов циркония был недостаточно высок. Это определило относительно невысокие параметры теплоносителя в РБМК. Давление в сепараторах равно 7,0 МПа, чему соответствует температура насыщенного пара 284° С. Схема установок РБМК одноконтурная. Пароводяная смесь после активной зоны попадает по индивидуальным трубам в барабаны-сепараторы, после которых насыщенный пар направляется в турбины, а отсепарированная циркуляционная вода после ее смешения с питательной водой, поступающей в барабаны-сепараторы от турбоустановок, с помощью циркуляционных насосов подается к каналам реактора.

    Разработка РБМК явилась значительным шагом в развитии атомной энергетики СССР, поскольку такие реакторы позволяют создать крупные АЭС большой мощности.

Из двух типов реакторов на тепловых нейтронах - корпусных водо-водяных и канальных водографитовых, использовавшихся в атомной энергетике Советского Союза, последние оказалось проще освоить и внедрить в жизнь. Это объясняется тем, что для изготовления канальных реакторов могут быть использованы общемашиностроительные заводы и не требуется такого уникального оборудования, которое необходимо для изготовления корпусов водо-водяных реакторов.      Эффективность канальных реакторов типа РБМК в значительной степени зависит от мощности, снимаемой с каждого канала. Распределение мощности между каналами зависит от плотности потока нейтронов в активной зоне и выгорания топлива в каналах. При этом существует предельная мощность, которую нельзя превышать ни в одном канале. Это значение мощности определяется условиями теплосъема.

15

16. Типовые ядерные реакторы ввэр.

Реакторы типа ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы) имеют некоторые конструктивные отличия от реакторов РБМК-1000.

Реакторы ВВЭР также как и РБМК имеют электрическую мощность 1000 МВт, но тепловая их мощность немного меньше и составляет 3000 МВт. Реакторы ВВЭР довольно тяжелые и имею массу в несколько сотен тонн.

 Реакторы ВВЭР также называют корпусными реакторами. В корпусных реакторах применяется, как правило, двух контурная система использования воды. Нагретая до высокой температуры в активной зоне реактора вода поступает в теплообменник, где оставляет свое тепло, отдавая его воде второго контура. Первый и второй контуры отделены друг от друга изоляционным слоем, поэтому вода из первого контура не может попасть во второй. В этом существенное преимущество двухконтурных реакторных систем с точки зрения радиационной безопасности. В легководяных реакторах замедлителем и теплоносителем служит обыкновенная вода.

 Существует две основных конструкции реакторов: BWR– реактор с кипящей водой и PWR– реактор с водой под давлением. Промышленные типы этих реакторов были созданы в США в 50-х годах.

 BWR – реактор прямого цикла. Охлаждающая вода циркулирует в нем, проходя через активную зону реактора, и превращается в пар внутри корпуса давления реактора. Этот пар непосредственно приводит во вращение турбину электрогенератора. Конденсат после прохождения им деаэратора поступает обратно в корпус реактора. Вследствие прямого цикла происходит загрязнение турбины радиоактивными веществами, содержащимися в паре и воде первичного контура. Поэтому турбина заключена в герметичный кожух, протечки из которого направляются обратно в первичный контур. Турбинный зал является контролируемой зоной, и во время технического обслуживания в нем необходимо применять специальные меры предосторожности.

  PWR – реактор непрямого цикла. Давление в корпусе реактора является достаточно высоким для предотвращения кипения воды. Эта вода при температуре примерно 320 градусов Цельсия циркулирует по замкнутому контуру, включающему парогенератор, вырабатывая во вторичном контуре пар, который приводит в действие турбину.

  Реакторы ВВЭР постоянно развивают и усовершенствуют. Первый реактор ВВЭР имел мощность 210 МВт. За 20 лет электрическая мощность блока возросла до 1000 МВт; давление первого контура возросло с 10 МПа до 16 МПа, а давление пара в парогенераторах возросло с 2,3 до 6,4 МПа; удельная напряженность активной зоны возросла с 47 до 111 кВт/литр.

16