Для первой АЭС советскими учеными был выбран канальный тип реактора с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем . Реакторы первого и второго блоков Белоярской АЭС- усовершенствованные конструкции реактора Первой АЭС с более высокими тепловыми характеристиками с перегревом пара осуществляемым в активной зоне. Получение пара с высокими параметрами за счет ядерного перегрева непосредственно в реакторе проявляется является прогрессивным направлением в развитии ядерной энергетики .Тепловая мощность реактора первого блока Белоярской АЭС 28500 кВт ,электрическая 100 000 кВт. В кладке реактора 998 рабочих технологических каналов, из них 730 испарительных каналов для регенерации пара и 268 для перегрева пара . Вода входит в испарительные каналы при давлении 15 Мпа и температуре 300 С .В пароперегревательные каналы пар поступает при давлении 11.5 Мпа и температуре 320 С и выходит, имея температуру 500-510 С . Осуществление ядерного перегрева непосредственно в реакторе связано с трудностями регулирования процесса и особенно контроля за его ходом, наличием большого количества труб различных размеров , находящихся под высоким давлением . К тому же перегрев пара непосредственно в ядерном реакторе не является обычным и экономическая целесообразность такого решения не однозначна , так как повышение рабочей температуры в активной зоне приводит к необходимости применять температуростойкие материалы, которые в большинстве случаев менее благоприятны в нейтронно-физическом отношении и приводят к снижению общей эффективности использования ядерного топлива . Это является основным возражением против перегрева пар в реакторе .
Однако в реакторах Белоярской АЭС охлаждение активной зоны осуществляется двумя потоками теплоносителя: одним с нагревом до умеренных и другим - с нагревом до необходимых высоких температур . При этом часть активной зоны реактора , где осуществляется нагрев и кипение воды, оказывается в благоприятных с точки зрения физики реактора условиях работы , а влияние отрицательных качеств высокотемпературной части активной зоны существенно снижается .
Развитие энергетических уран-графитовых реакторов неразрывно связано с прогрессом в атомной технике и технологии реакторных материалов . Современная технология жаропрочных циркониевых сплавов позволяет применять их в уран-графитовых реакторах в качестве оболочек твэлов в активной части корпуса технологического канала вместо твэлов с оболочкой из стали , имеющей существенно большее сечение поглощения нейтронов . Основным конструкционным материалом, используемым в активной зоне уран-графитового кипящего реактора большой мощности РБМК , являются циркониевые сплавы.
Канальный принцип конструкции является перспективным со многих точек зрения , так как характеризуется высокой надежностью и живучестью вследствие осуществления контроля каждого рабочего канала с возможностью отключения или замены отдельных каналов без длительной остановки реактора; возможностью достижения значительных единичных мощностей; гибкостью топливного цикла , позволяющей эксплуатировать реакторы с различными топливными композициями , в разных режимах перегрузки и с разными параметрами теплоносителя в отдельных каналах ; возможностью перегрузки топлива на работающем реакторе и отсутсвием сложного в изготовлении корпуса высокого давления .
Главный недостаток канального реактора - разветвленность и громоздкость контура циркуляции . В то же время они менее компактны , требуют больших строительных обьемов.
В конструкторском отношении канальные реакторы представляют собой графитовую кладку , выполняющую роль замедлителя и биологической защиты, заключенную в металлоконструкцию , состоящую из верхней и нижней силовых плит , кожуха кладки и боковой водяной защиты . Через графитовую кладку и металлоконструкции проходят технологические рабочие каналы и водопаропроводы .
Типовым уран-графитовым кипящим канальным реактором является РБМК -1000 электрической мощностью 1000 МВт . Реактор размещается в бетонной шахте 21.6Х21.6 м , высотой 25.5 м . Графитовая кладка цилиндрической формы , служащая замедлителем нейтронов, состоит из отдельно собраных в колонны блоков с осевыми цилиндрическими отверстиями , в которые устанавливаются технологические и специальные каналы . Каждый блок имеет форму параллелепипеда сечением 250х250 мм и высотой от 200 до 600 мм . Для изготовления блоков применяется графит , удовлетворяющий специальным требованиям по ядерной чистоте и плотности . Графитовая кладка , окруженная сварным цилиндрическим кожухом, установлена на сварной металлоконструкции , расположенной на кольцевом баке биологической защиты . Для предотвращения окисления графита и улучшения теплопередачи от графита к технологическим каналам реакторное пространство заполнено смесью гелия и азота . Утечка гелия ограничивается заполнением металлоконструкций и пространства , окружающего цилиндрический кожух , азотом под давлением , превышающим давление гелиево-азотной смеси на 0.2-1.2 кПа .
Графитовые колонны , состоящие из графитовых блоков, устанавливаются на стальных опорных плитах , которые в свою очередь опираются на стаканы , приваренные к верхней плите металлоконструкции .
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.