КАНАЛЬНЫЙ РЕАКТОР
ядерный реактор, состоящий из системы отд.
каналов, пространство между к-рыми заполнено замедлителем нейтронов. Тепловыделяющие
элементы с ядерным топливом размещаются внутри каждого канала и охлаждаются
индивидуальным потоком теплоносителя. Подвод и отвод теплоносителя в канале
осуществляется по трубопроводам. К. р. из-за конструктивных особенностей
принципиально не имеют ограничений размеров активной зоны, что при намечающейся
тенденции увеличения единичных мощностей реакторов выгодно отличает их
от корпусных реакторов, для к-рых увеличение мощности и соответственно
размеров активной зоны сопряжено с трудностями в изготовлении, транспортировке
и монтаже больших корпусов. Разделение теплоносителя и замедлителя в К.
р. обеспечивает хороший баланс нейтронов и эффективный теплосъём в активной
зоне. Это достигается соответствующим подбором вещества замедлителя и теплоносителя.
Широкое развитие получили
К. р., в к-рых замедлителем является графит, имеющий удовлетворительные
ядерные характеристики, а теплоносителем - обычная вода с её хорошими теп-лофизич.
свойствами.
В К. р. с помощью спец. машин возможна перегрузка топлива на ходу, т.
е. без остановки и расхолаживания реактора, что улучшает экономич. показатели
энергетич. установки и обеспечивает бесперебойное снабжение потребителей
электроэнергией. Наличие активной зоны, состоящей из отдельных каналов,
позволяет организовать индивидуальный контроль за состоянием каждой топливной
сборки и в случае повреждения произвести её немедленную замену. Однако,
ввиду значит, размеров активной зоны К. р., её удельная нагрузка в неск.
раз ниже, чем, напр., в корпусных реакторах, и обычно не превышает в среднем
15 квт на 1 л активной зоны. Наличие разветвлённой сети трубопроводов,
подводящих и отводящих теплоноситель к каналам реактора, усложняет его
компоновку и обслуживание и увеличивает вероятность возникновения неплотностей
и течей.
К. р. различных типов получили широкое распространение во многих странах
мира. Напр., реактор SGHWR с тяжеловодным замедлителем, охлаждаемый кипящей
лёгкой водой (Великобритания), уран-графитовый реактор NPR с водяным теплоносителем
(США), уран-графитовый реактор AGR с газовым охлаждением (Великобритания),
К. р. типа CANDU с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем (Канада),
тяжеловодный реактор КС-150 с газовым охлаждением (Чехословакия) и т. д.
В СССР накоплен большой опыт создания и эксплуатации К. р. Это исследовательские
реакторы и энергетические реакторы, размножители-реакторы и
реакторы, представляющие собой их комбинацию (двух-целевые реакторы).
В
качестве замедлителя нейтронов в К. р. используется графит, тяжёлая вода,
бериллий, в качестве теплоносителя - обычная вода, пароводяная смесь, перегретый
пар, углекислый газ и т. д.
Хорошие экономич. характеристики и отсутствие ограничений по увеличению
единичной мощности К. р., несмотря на небольшую энергонапряжённость их
активной зоны, благоприятствуют дальнейшему развитию К. р. В СССР предусмотрено
сооружение нескольких атомных электростанций с серийными уран-графитовыми
кипящими К. р. типа РБМ-К мощностью 1000 Мвт. Первая из этих двухреакторных
атомных электростанций - Ленинградская - находится в стадии монтажного
оборудования.
В. П. Василевский.
А Б В Г Д Е Ё Ж З И Й К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Ъ Ы Ь Э Ю Я