КИПЯ́ЩИЙ РЕА́КТОР
-
Рубрика: Технологии и техника
-
-
Скопировать библиографическую ссылку:
КИПЯ́ЩИЙ РЕА́КТОР, ядерный реактор, охлаждение активной зоны которого осуществляется кипящим теплоносителем (обычно водой); предназначен для генерации пара, подаваемого в турбину атомной электростанции.
Кипение воды происходит непосредственно в активной зоне реактора. Различают К. р. канального и корпуснóго типа (рис. 1, 2). В канальных реакторах теплоноситель (вода), проходя через технологич. каналы, нагревается и частично испаряется. На АЭС РФ работают разл. модификации кипящих канальных уранграфитовых реакторов, напр. РБМК-1000. В данном типе реакторов замедлителем нейтронов является графит, теплоносителем – вода (она обеспечивает также до 15% замедления); давление теплоносителя воспринимается стенками каналов. Осн. конструктивная часть канального К. р. – графитовая кладка, через которую проходят вертикальные каналы из циркониевого сплава с размещёнными в них тепловыделяющими сборками (ТВС), содержащими тепловыделяющие элементы (твэлы). Топливная загрузка твэла – диоксид урана с обогащением 2,4% по изотопу 235U. В твэлах протекает цепная ядерная реакция, что приводит к их нагреву. В технологич. каналы реактора циркуляционными насосами подаётся вода (под давлением 8 МПа), которая, омывая нагретые твэлы, постепенно догревается и закипает. На выходе из технологич. каналов объёмное паросодержание воды составляет ок. 70%. Пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы, в которых пар отделяется от воды и под давлением 7 МПа направляется в паровую турбину. Вода возвращается в контур циркуляции, в котором она смешивается с питательной водой и вновь подаётся насосами на вход технологич. каналов. Паропроизводительность реактора РБМК-1000 составляет 5400 т/ч.
В корпусных реакторах кипящая вода является одновременно теплоносителем и замедлителем нейтронов. В данных реакторах пар также генерируется в активной зоне. Широкое распространение в мире получили водо-водяные корпусные К. р. (Boiling Water Reaktor – BWR). Реактор представляет собой прочный толстостенный металлич. корпус с размещённой в нём активной зоной. Давление теплоносителя воспринимают стенки корпуса. Активная зона BWR состоит из ТВС. В качестве топлива используется диоксид урана с обогащением по изотопу 235U от 2,4 до 3%. Приводы системы управления и защиты расположены ниже активной зоны, а выше активной зоны размещена система сепарации пара. Направленную принудительную циркуляцию воды через активную зону реактора BWR обеспечивают встроенные в объём корпуса струйные насосы, в которые под напором подаётся вода от внешних циркуляционных насосов. Темп-ра воды на входе в ТВС активной зоны составляет 216 °C при давлении 6,8 МПа. При подъёмном движении по ТВС вода нагревается и частично испаряется, темп-ра пароводяной смеси на выходе из активной зоны – 286 °C. Пароводяная смесь из активной зоны поступает в систему турбосепараторов, а далее – в блок жалюзийных сепараторов, где происходит разделение на воду и пар. Вода возвращается в водяной объём реактора, а пар направляется в турбину. При номинальном расходе теплоносителя в контуре циркуляции 47000 т/ч паропроизводительность BWR составляет 7200 т/ч.
Первые К. р. внедрены в кон. 1950 – нач. 1960-х гг. Первые уранграфитовые канальные К. р. мощностью 100 и 200 МВт эксплуатировались соответственно в 1964–83 и 1967–89 на Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова; четыре энергоблока с водографитовыми канальными К. р. малой мощности (12 МВт) введены в строй в 1973–76 на атомной ТЭЦ в Билибино. Первый корпусной К. р. (BWR) мощностью 180 МВт введён в 1960 на АЭС «Дрезден» (США).