Энергетические реакторы, их основные элементы и системы

В ядерной энергетике СССР применяются водоохлаждаемые ядерные реакторы на тепловых нейтронах двух типов: канальные и корпусные. В канальных реакторах теплоноситель движется внутри труб (каналов), проходящих через активную зону, при этом трубы воспринимают полное давление теплоносителя. В корпусных реакторах теплоноситель движется сплошным потоком через внутрикорпусное пространство, поэтому реактор имеет прочный герметичный корпус, рассчитанный на давление теплоносителя.

Основой ядерного реактора является активная зона, в которой происходит цепная реакция деления. Ее интенсивность характеризуется эффективным коэффициентом размножения kэ, представляющим отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. При kэ = 1 количество нейтронов в реакторе остается постоянным во времени. Такое стационарное состояние называется критическим; состояния, при которых kэ > 1 и kэ < 1, называются соответственно надкритическим и подкритическим.

Активная зона содержит тепловыделяющие элементы (твэлы), замедлитель, теплоноситель и внутрикорпусные устройства. Для ограничения выхода нейтронов за пределы активной зоны последняя окружена отражателем, в котором, как правило, используются те же материалы, что и для замедлителя. Кроме того, реактор оснащается биологической защитой, предназначенной для снижения потока нейтронного и ү-излучений до допустимого уровня.

Важнейшими системами реактора, обеспечивающими ядерную безопасность АЭС, являются система управления и защиты (СУЗ), система контроля и сигнализации и система аварийного охлаждения реактора. Общие требования и условия обеспечения ядерной безопасности устанавливаются «Правилами ядерной безопасности АЭС» 17].

Система управления и защиты должна обеспечивать пуск и остановку реактора, надежный контроль мощности (интенсивности цепной реакции деления), управление реакцией и быстрое ее гашение, а также поддерживать реактор в подкритическом состоянии.

Система контроля и сигнализации должна надежно измерять мощность и скорость ее изменения на всех режимах работы реактора, а также выдавать предупредительные (световые и звуковые) сигналы при приближении параметров реактора к установкам срабатывания аварийной защиты, при повышении потока излучений выше установленных пределов и при нарушении нормального функционирования оборудования.

Система аварийного охлаждения реактора (САОР) предназначена для отвода тепла от активной зоны и предотвращения опасных последствий при авариях с потерей теплоносителя.

В дальнейшем основное внимание будет уделено рассмотрению тепловых схем и насосного оборудования АЭС с канальными реакторами РБМК-1000 и корпусными ВВЭР-1000.