Канальные водо-графитовые реакторы

Начало ядерной энергетики было положено пуском 27 июня 1954 года первой в мире АЭС в г. Обнинск. На этой станции заработал канальный водографитовый реактор. Сегодня канальные реакторы составляют заметную долю в атомной энергетике стран бывшего Советского Союза и России. Ими оснащены Ленинградская, Курская, Смоленская, Игналинская АЭС.

В настоящее время основным типом канальных водографитовых реакторов, используемых на отечественных АЭС, является реактор РБМК-1000.

Реактор РБМК-1000

Аббревиатура РБМК расшифровывается как реактор большой мощности канальный (иногда буква «к» трактуется как «кипящий»). Этот реактор по своей конструкции и, следовательно, по физическим свойствам, существенно отличается от ВВЭР. Электрическая мощность энергетического реактора РБМК-1000 равна 1000 МВт, тепловая – 3200 МВт.

Реактор РБМК-1000 не имеет стального корпуса, а топливные элементы – трубки из циркониевого сплава с таблетками из двуокиси урана размещаются в отдельных канальных трубах, в которые подается теплоноситель – вода. Эти трубы проходят через отверстия в графитовой кладке, которая служит замедлителем нейтронов.

Одна из главных особенностей реактора РБМК – возможность перегрузки топлива на работающем реакторе без снижения его мощности. В реакторе РБМК выгоревшая топливная сборка заменяется на свежую сборку без остановки реактора.

Наиболее принципиальные различия реакторов ВВЭР и РБМК:

• ВВЭР – корпусный реактор, то есть давление удерживается корпусом реактора, что позволяет обеспечить большую безопасность реактора. РБМК – канальный реактор, то есть давление удерживается независимо в каждом канале.

• в ВВЭР – теплоноситель и замедлитель - одна и та же вода, дополнительный замедлитель не вводится; в РБМК замедлитель – графит, а теплоноситель – вода

• в ВВЭР пар образуется во втором контуре парогенератора, в РБМК пар образуется непосредственно в активной зоне реактора (отсюда – «кипящий») и прямо идет на турбину, второй контур отсутствует.

• в реакторах РБМК используется уран, обогащенный до 2% , в реакторах ВВЭР – 3,6% или 4,4%.

Рис. 22. Реактор РБМК-1000

1-реактор, 2-тракты технологических каналов, 3-пароводяные коммуникации, 4-барабан сепаратор, 5-паровые коллекторы, 6-спускные трубопроводы, 7-главные циркуляционные насосы, 8-раздаточные групповые коллекторы, 9-водяные коммуникации, 10-системы КГО ТВЭЛ, 11-верхняя биологическая защита, 12-боковая биологическая защита, 13-нижняя биологическая защита, 14-бассейн выдержки, 15-разгузочно-загрузочная машина, 16-мостовой кран.

И, наконец, еще одна существенная особенность реакторов типа РБМК. Как уже говорилось, они работают по одноконтурной схеме. Образование пара происходит непосредственно в самом реакторе.

Опыт эксплуатации реакторов канального типа показал, что в них можно производить перегрев пара до 500 – 510 ^оС. Это весьма заманчиво, так как появляется возможность отказаться от громоздких и дорогих парогенераторов и использовать на АЭС такие же турбогенераторы, которые выпускаются для тепловых электростанций. Создание высокоэкономичных АЭС с ядерным перегревом целиком зависит от успехов в области материаловедения. Нужны сплавы для тепловыделяющих элементов, которые имели бы соответствующие теплофизические характеристики.

После аварии на ЧАЭС этот тип реакторов был значительно модернизирован с целью повышения надежности эксплуатации. В настоящее время такие реакторы работают на Курской, Смоленской, Ленинградской и Игналинской АЭС. На Курской АЭС продолжается строительство еще одного, 5 энергоблока с модернизированным реактором РБМК.

Реактор типа ЭГП

Это маломощные реакторы с тепловой мощностью 62 МВт и электрической мощностью12 МВт.

Рис. 23. Схема уран-графитового реактора

Энергоблоки ЭГП-6 с канальными уран-графитовыми реакторами малой мощности появились в промышленной эксплуатации в 1974 и демонстрируют свою надежность и безопасность. Они относятся к первому поколению подобных АЭС, поэтому проводится модернизация и реконструкция целого ряда систем:

• повышение сейсмостойкости строительных конструкций и оборудования, важного для безопасности;

• сооружение резервных щитов управления.

Реактор "CANDU"

Созданный в Канаде реактор "CANDU" (CANadian Deuterium Uranium) получил большое распространение на международном рынке ядерных технологий и принес успех разработчикам. В отличие от водяных реакторов, в реакторах "CANDU" топливо находится во множестве напорных труб внутри корпуса реактора, называемого "Каландрия". Теплоноситель (тяжелая вода в герметичном контуре) прокачивается через напорные трубы и передает теплоту парогенератору. Функции замедлителя также выполняет тяжелая вода при низком давлении, которая заполняет "Каландрию", окружая напорные трубы. Все процессы происходят внутри большой бетонной или стальной оболочки. Вместо одной большой емкости высокого давления, содержащей ядро реактора, реакторы CANDU имеют большое количество (от 300 до 600) горизонтальных напорных труб, каждая из которых содержит топливо и теплоноситель в виде тяжелой воды. Пар подают на генератор турбины так же, как это делается на тепловых электростанциях. В реакторах с эффективными нейтронными потоками, типа CANDU, обычно используется ядерное топливо типа U-235 или Pu-239, однако они могут работать и на ториевом топливе. В этом случае торий (Th-232), поглощая нейтроны в реакторе, становится расщепляющимся ураном (U-233), который и продолжает цепную реакцию деления.

Канадские реакторы CANDU могут иметь различные конструкции, но все они работают на необогащенном, то есть естественном, уране.