Выгорание ядерного топлива. Классификация ядерных реакторов. Принципиальная схема ядерного энергетического реактора. Термоядерные реакторы. Теплообменный аппарат ядерных энергетических установок, страница 32

Для питания струйных насосов, расположенных в кольцевом зазоре между активной зоной и стенкой корпуса, 30% рециркулирующей в этом зазоре воды подается на струйные насосы внешними циркуляционными насосами (см. рис. 4.11.). Таким образом, циркуляция воды в корпусе реактора и активной зоне может регулироваться изменением скорости циркуляции во внешней части контура. Уменьшение расхода воды через активную зону приводит к более высокой скорости ее испарения и увеличению паросодержания. Увеличение доли пара в активной зоне уменьшает замедление нейтронов и, следовательно, реактивности, что вызывает снижение мощности реактора. Таким образом, изменение расхода воды может быть использовано для регулирования мощности реактора без участия органов регулирования. Благодаря этому мощность BWR может автоматически следовать за изменением нагрузки турбины. Флуктуации давления на турбине передаются на регулирующий клапан контура циркуляции, в результате чего соответствующим образом изменяется расход теплоносителя и, следовательно, мощность реактора. Так при уменьшении нагрузки на турбину давление на входе в нее возрастает, это приводит к уменьшению расхода теплоносителя в контуре циркуляции и, следовательно, в активной зоне, что вызывает увеличение паросодержания  в зоне, и в итоге,уменьшение реактивности и мощности реактора.

Чтобы обеспечить высокое качество питательной воды поступающей в реактор, весь конденсат из конденсатора турбины прокачивается через фильтры блока деминерализации и очищается от всевозможных продуктов коррозии и других примесей.

СИСТЕМА БЕЗОПАСНОСТИ

При недопустимом увеличении реактивности или резком снижении расхода теплоносителя реактор останавливается быстрым введением органов регулирования. Для обеспечения безопасности при аварийной остановке BWR предусмотрено введение в теплоноситель (замедлитель) бора, активно поглащающего нейтроны и тем самым прекращающего цепную реакцию. При разрыве любого трубопровода первого контура происходит блокировка главных паропроводов и магистралей питательной воды с помощью двух связанных групп изолирующих и запорных клапанов соответственно. Это позволяет изолировать реактор от внешней части технологической схемы, т. е. От турбины и конденсатора. При закрытии изолирующих клапанов или превышении давления внутри реакторного корпуса автоматически открываются предохранительные клапаны, что приводит к выбросу из реактора некоторого количества пара. В этом случае пар направляется в большой бассейн системы подавления избыточного давления, расположенный внутри защитной оболочки. 

Рис.  Защитная оболочка

1 – защитная оболочка; 2 – сухой колодец; 3 – корпус реактора; 4 – предохранительный клапан; 5 – контур инжекции теплоносителя низкого давления системы отвода энергии остаточного тепловыделения; 6 – теплообменник; 7 – вспомогательный контур охлаждения; 8 – бак для хранения конденсата; 9 – система впрыска воды высокого давления; 10 – бассейн системы подавления избыточного давления; 11 – система впрыска воды низкого давления



На рис. 4.13. показана система подавления избыточного давления защитной оболочки на примере BWR-6 с защитной оболочкой типа Mark III. Корпус реактора, система циркуляции и предохранительные клапаны на главных паропроводах размещены в камере, называемой сухим колодцем, изолирующим данное оборудование от остального пространства под защитной оболочкой. Сухой колодец сообщается с бассейном системы подавления избыточного давления, непосредственно примыкающим к сухому колодцу. Последний представляет собой прочную железобетонную конструкцию с горизонтальными тоннелями, соединяющими сухой колодец с бассейном. Тем не менее вода из бассейна в сухой колодец не проникает благодаря специально предусмотренной стенке-плотине, высота которой выше уровня воды в бассейне. При нормальных режимах эксплуатации реактора и в процессе перегрузок топлива бассейн используется для радиационной защиты от излучения топлива и является временным хранилищем ТВС при остановках реактора на перегрузку.