Канальный ядерный реактор

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску

Кана́льный я́дерный реа́кторядерный реактор, активная зона которого представляет собой набор т. н. технологических каналов, расположенных в массе замедлителя[1]. Каждый канал представляет собой герметичную конструкцию, в которой заключено либо ядерное топливо, либо системы управления и защиты, а также каналы для прокачки теплоносителя. Технологические каналы не зависят друг от друга и допускают замену топлива без остановки реактора.

Первая в мире Обнинская АЭС была оснащена канальным реактором, сейчас в России находятся в эксплуатации канальные кипящие энергетические реакторы марки РБМК и 4 компактных маломощных блока типа ЭГП-6 на Билибинской АЭС. Канада имеет опыт применения и экспорта реакторов типа CANDU. Канальная структура также свойственна промышленным реакторам для наработки плутония.

Преимущества[править | править код]

  • Отсутствие общего герметичного корпуса высокого давления, и, как следствие, менее жёсткие ограничения на размер активной зоны и мощность реактора.
  • Перезагрузка топлива и обслуживание сборок и датчиков без остановки реактора.
  • Относительная простота доработок вследствие модульности структуры и оперативной доступности элементов.

Недостатки[править | править код]

  • Присутствие в активной зоне большого количества конструкционных материалов, поглощающих нейтроны и теряющих, вследствие этого, эксплуатационные свойства.
    • Следствием становится, в том числе, и продольное растрескивание сборок с прогибом проложенного внутри них топливного канала.[2]
  • Теоретически: необходимость использования ядерного топлива с высоким обогащением. На практике, в связи со спецификой используемых замедлителей, корпусные ВВЭР требуют бо́льшего обогащения, чем канальные РБМК.
  • Положительный температурный коэффициент реактивности, который, при неправильной эксплуатации, может привести к неконтролируемому увеличению мощности. Данный недостаток стал одной из причин аварии на Чернобыльской АЭС.
  • Постоянный фреттинговый износ сборок в процессе термической и накопленной ионизационной деформации[3], не несущий эксплуатационной опасности сам по себе, но допускающий повеждение сборок при попадании в теплообменную среду крупнодисперсной фракции[4] (в следствие чего — возможность разгерметизации ТВЭЛов и дальнейшая сложность извлечения значительно повреждённых сборок).

В современном мире проблемой также являются малая распространённость и накопленный высокий износ находящихся в длительной эксплуатации канальных реакторов.

Из недостатков непосредственных реализаций РБМК И ЭГП-6 — единственный общий контур циркуляции теплоносителя, не разделённый на контуры реактора и турбины с парогенератором между ними; В то же время одноконтурная система достаточно распространена и в связке с корпусными реакторами (как пример — реакторы BWR). АЭС на основе канальных реакторов CANDU имеют два контура циркуляции.

См. также[править | править код]

Примечания[править | править код]

  1. Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. — Москва : Атомиздат, 1980. — С. 48—54. — 208 с.
  2. А.А. Тутнов, А.С. Киселев, Е.С. Крутько, Бурлаков Е.В., Ткачев В.В., Федосов А.М. РАСЧЕТНЫЙ ПРОГНОЗ ПРОГИБОВ КАНАЛОВ РБМК-1000 НА СТАДИИ РАСТРЕСКИВАНИЯ ГРАФИТА // Девятая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». — 2014. — 21-23 май. — С. 4.
  3. А.В. Сухих, С.С. Сагалов, С.В. Павлов. Топливо канальных кипящих реакторов большой мощности: проблемы и решения. — Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2016. — С. 47, 124. — 185 с.
  4. А.В. Сухих, С.С. Сагалов, С.В. Павлов. Топливо канальных кипящих реакторов большой мощности: проблемы и решения. — Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2016. — С. 51. — 185 с.