Основные компоненты современного ядерного реактора

Для выработки электроэнергии в настоящее время в большинстве стран применяют легководные реакторы (LWR). Реакторы этого типа имеют две модификации: реакторы с водой под давлением (PWR) и кипящие реакторы (BWR), из которых имеют большее распространение реакторы с водой под давлением. Некоторые материалы, используемые в реакторах, приведены в табл. 26.1.

На рис. 26.1 представлена схема АЭС, оборудованная легководным реактором с водой под давлением. В корпусе реактора находится активная зона и первый контур. В первом контуре циркулирует вода, являющаяся теплоносителем и замедлителем. Вода отводит тепло от активной зоны к теплообменнику (парогенератор), в котором тепло передается второму контуру, где вырабатывается пар. Преобразование энергии происходит в турбогенераторе, где пар используется для выработки электроэнергии. Первый контур со всеми трубопроводами и компонентами заключен в специально созданную конструкцию, называемую контейнментом. Таким образом, любые радиоактивные продукты деления, которые могут выйти из топлива в воду первого контура, изолируются от окружающей среды.

В первом контуре вода находится под давлением 15,5 МПа и при максимальной температуре 315 °С. Эти условия предохраняют воду от кипения, поскольку точка кипения воды при давлении 15,5 МПа значительно выше 315 °С.

Топливо состоит из слабообогащенного диоксида урана (UO₂), изготовленного в виде цилиндрических таблеток размером 8 × 12 мм. Таблетки спекаются при высокой температуре, обрабатываются до нужного размера и укладываются в трубки, которые заполняются гелием и герметически запаиваются. Получаются длинные топливные стержни с диаметром около 10 мм (рис. 26.2). Затем стержни собираются в сборки. Сборка является топливной единицей, содержащей большое количество энергии. Обычная 1000 МВт станция содержит около 200 топливных сборок и от 40 000 до 50 000 топливных стержней. Общее количество топлива в активной зоне реактора PWR мощностью 1000 МВт равно приблизительно от 100 до 110 т диоксида урана.

Рис. 26.1. Схема передачи тепла между элементами станции PWR:
1 — бетонная оболочка; 2 — нержавеющая планировка;
3 — турбина; 4 — генератор; 5 — конденсатор;
6 — градирня; 7 — парогенератор; 8 — циркулярный
насос; 9 — корпус реактора; 10 — активная зона;
11 — компенсатор давления; 12 — контейнмент

В каждом реакторе от 16 до 25 ячеек (в зависимости от конструкции) оставлены свободными для регулирующих стержней. Они перемещаются при помощи управляющего стержня, проходящего через крышку корпуса реактора. Пар, выходящий из турбины, конденсируется в водоохлаждаемом конденсаторе, с помощью которого сбрасывается оставшаяся тепловая энергия. В некоторых системах охлаждения используется градирни.

Рис. 26.2. Размещение топлива в тепловыделяющем элементе для промышленных станций с реактором типа LWR:
1 — топливная таблетка; 2 — газовый зазор; 3 — заглушка; 4 — пружина; 5 — изолятор; 6 — оболочка

Таблица 26.1