Канальные реакторы. 
Ядерные реакторы с водой сверхкритического давления (основы теплового расчета)

Рис. 2.16. Канальный реактор СКД с тяжеловодным замедлителем и легководным теплоносителем: / - замедлитель (тяжелая вода низкого давления); 2 — каландр; 3 — труба высокого давления; 4 — топливная сборка; 5 — вход замедлителя; б — выход замедлителя; 7 — выход теплоносителя; 8 — вход теплоносителя (легкая вода сверхкритического давления) Теплоноситель — легкая вода СКД при температуре 350 °C входит через патрубки 8 в верхнюю камеру реактора и из нее распределяется по топливным каналам, общий вид которых изображен на рис. 2.17, а их поперечное сечение на рис. 2.18. Сначала теплоноситель опускается вниз по центральной трубе 4 топливного канала (см. рис. 2.18), а затем после поворота на 180° поднимается вверх, омывая снаружи двухрядный кольцевой пучок тепловыделяющих элементов 2. Предполагается, что труба высокого давления 5 будет изготовлена из циркониевого сплава. При температурах выше 400 °C циркониевые сплавы быстро теряют прочностные свойства, увеличивается также скорость коррозии в водной среде. Чтобы избежать этого, необходимо принимать специальные меры. Для того чтобы поддерживать температуру материала на уровне, близком к температуре тяжелой воды в каландре, между трубой 5 и пучком твэлов располагается лайнер, состоящий из двух тонкостенных перфорированных труб и теплоизолятора. Теплоизолятор 6 представляет собой пористую керамику из стабилизированного иттрием оксида циркония. Этот материал имеет низкий коэффициент теплопроводности и мало поглощает тепловые нейтроны.

Рис. 2.17. Общий вид топливного канала ядерного реактора: I — топливная сборка; 2 — теплоизолятор; 3 — труба высокого давления.

Рис. 2.18. Топливный пучок канального реактора СКД: / - замедлитель (тяжелая вода); 2- тепловыделяющий элемент; 3 — теплоноситель (легкая вода сверхкритического давления); 4 — опускная труба; 5 — труба высокого давления; 6 — теплоизолятор; 7 — труба лайнера; 8 — теплоноситель в пучке В пучках твэлов теплоноситель нагревается до температуры 625 °C и из всех топливных сборок поступает в выходную камеру реактора (см. рис. 2.16). Здесь потоки перегретого пара смешиваются и через патрубки 7 направляются к турбине.

Рис. 2.19. Принципиальная схема петли реакторной установки ВГЭРС с системами безопасности: I — реактор; 2 — топливный канал; 3 — паровая коммуникация; 4 — сборный паровой коллектор; 5 — главный паропровод; 6 — пар; 7 — к главному предохранительному клапану и БРУ; 8- баки СПОТ; 9- трубопровод подачи питательной воды; 10- питательная вода; 11 — раздаточный групповой коллектор; 12- водяная коммуникация; 13 — гидробаллоны САОР; 14 — от насосов САОР Топливный канал реактора ВГЭРС (рис. 2.20) выполнен в виде трубы Фильда. Несущая высокое давление труба 3 топливного канала омывается изнутри потоком относительно холодной питательной воды, которая движется сверху вниз в опускном участке 4. Это позволяет сохранить температуру графитовой кладки и металлоконструкций на приемлемом уровне. Выделяющееся в ядерном топливе тепло снимается с поверхности твэлов потоком воды, движущейся снизу вверх в подъемном участке 5.

Рис. 2.20. Конструкция топливного канала реактора ВГЭРС: 1 — внутренний экран; 2 — внешний экран; 3 — труба топливного канала; 4 — опускной участок; 5 — подъемный участок Основные технические характеристики АЭС с реакторными установками ВГЭРС приведены в табл. 2.6.