Корпусной ядерный реактор — это тип реактора, в котором все ключевые компоненты, включая активную зону, размещены внутри единого прочного герметичного корпуса высокого давления. Такая конструкция является одной из наиболее распространенных в атомной энергетике. Основными элементами реактора являются: активная зона с ядерным топливом и замедлителем, отражатель нейтронов, система циркуляции теплоносителя, радиационная защита, а также системы регулирования цепной реакции и дистанционного управления.
Конструкция и принцип действия
В большинстве корпусных реакторов теплоноситель одновременно выполняет роль замедлителя, снижающего скорость нейтронов. Для этого чаще всего используется обычная или тяжелая вода, реже — органические жидкости. Однако существуют и комбинированные схемы, где функции теплоносителя и замедлителя разделены. Ярким примером служит французский реактор EDF, в котором применяется графитовый замедлитель и газообразный углекислый газ в качестве теплоносителя.
Конструктивно реактор представляет собой массивный цилиндрический сосуд со съемной крышкой. Внутри него на специальной несущей конструкции (корзине) размещена активная зона, собранная из тепловыделяющих сборок (ТВС). Холодный теплоноситель подается в нижнюю часть корпуса, проходит через активную зону, где нагревается за счет энергии деления ядер топлива, и затем отводится через верхние патрубки. Управление мощностью осуществляется с помощью поглощающих стержней, которые перемещаются в активной зоне. Приводы этих стержней герметично выводятся через крышку или днище корпуса.
Распространение и примеры
Корпусные реакторы получили широкое распространение в мировой энергетике благодаря своей относительной простоте, компактности и способности достигать высокой энергонапряженности активной зоны. Они могут работать как на тепловых (наиболее распространенный тип), так и на быстрых нейтронах.
Типичным представителем является водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР), используемый в России и многих других странах. Например, на Нововоронежской АЭС эксплуатируется корпусной реактор ВВЭР-1200 электрической мощностью 1375 МВт. В нем в качестве и теплоносителя, и замедлителя используется обычная вода под давлением около 16 МПа (160 атмосфер). Вода, циркулируя через активную зону, нагревается с 269°С до 300°С и затем направляется в парогенераторы, где производит пар для вращения турбин.
Преимущества и недостатки
Ключевые преимущества корпусных реакторов включают:
1) Простую и надежную конструкцию тепловыделяющих сборок.
2) Минимальное количество дополнительных конструкционных материалов внутри активной зоны, что снижает бесполезное поглощение нейтронов и повышает эффективность использования топлива.
Теоретически это позволяет использовать топливо с более низким уровнем обогащения. Однако на практике, из-за особенностей применяемых замедлителей (например, воды), степень обогащения ураном-235 в корпусных реакторах часто оказывается выше, чем в альтернативных конструкциях, например, в канальных реакторах.
Основные недостатки этой схемы:
1) Сложность и дороговизна изготовления массивного герметичного корпуса, который может достигать 5-10 метров в диаметре и должен выдерживать давление до 16 МПа.
2) Жесткое ограничение на размеры активной зоны, что накладывает предел на максимальную единичную мощность реактора.
3) Невозможность перегрузки топлива «на ходу». Для замены отработавших тепловыделяющих сборок требуется полная остановка реактора, снижение давления, слив теплоносителя, демонтаж крышки и систем привода стержней. Это увеличивает время плановых остановок и снижает коэффициент использования установленной мощности (КИУМ).
