КИПЯЩИЙ РЕАКТОР
ядерный реактор,
охлаждение активной зоны к-рого осуществляется кипящим теплоносителем.
В К. р. в качестве теплоносителя применяется, как правило, кипящая вода.
К. р. можно использовать в одноконтурной схеме атомной электростанции,
где
пар, вырабатываемый в реакторе, направляется непосредственно в
турбину.
Хорошие
условия теплопередачи, к-рые обеспечиваются в активной зоне при кипении
воды, позволяют получить высокие удельные нагрузки активной зоны. Факторами,
ограничивающими увеличение удельной мощности К. р., являются тепловой поток
с единицы длины топливного элемента, при к-ром происходит расплавление
ядерного топлива, а также поток тепла с единицы поверхности, при к-ром
наступает кризис теплообмена, т. е. окутывание поверхности паровой плёнкой,
резкое ухудшение теплоотдачи и, как следствие, пережог оболочки топливного
элемента (см. Кипение).
Известны К. р. корпусного и канального
типов. В корпусных реакторах кипящая вода является и замедлителем,
в канальных реакторах кипение воды происходит внутри каналов, размещённых
в блоках замедлителя. Разделение пароводяной смеси происходит внутри корпуса
реактора или в выносных барабанах-сепараторах . Отсепарированная вода после
смешения с менее нагретой питательной водой поступает в испарит, часть
активной зоны, где доводится до кипения и частично испаряется.
В СССР на Белоярской АЭС имени И.
В. Курчатова успешно эксплуатируются 2 канальных К. р. мощностью 100 и
200 Мет, в к-рых впервые в мире осуществлён ядерный перегрев пара
в пром. масштабе. В реакторе 1-го блока, пущенном в 1964, тепло кипящей
воды испарит, каналов используется для получения в парогенераторах вторичного
пара, к-рый затем перегревается в реакторных каналах 2-го контура. Подтверждённая
эксплуатацией радиационная безопасность обоих контуров теплоносителя позволила
применить во 2-м блоке, введённо.м в эксплуатацию в 1967, одноконтурную
схему циркуляции кипящей воды и перегретого пара, отличающуюся большей
простотой и экономичностью. С 1965 в г. Димитровграде работает эпергетич.
установка с опытным корпусным К. р. ВК-50 мощностью 50 Мет с естеств.
циркуляцией теплоносителя.
В различных странах мира создано
большое количество К. р., напр, корпусной К. р. "Ойстер Крик" (США) мощностью
515 Мет, в к-ром устройства для сепарации пара и контур многократной
циркуляции теплоносителя размещены внутри корпуса. Положительный опыт эксплуатации
К. р., возможность обеспечения высокой мощности в одном агрегате и применения
перегрева пара, а также простота и экономичность АЭС с К. р. делают этот
тип реакторов весьма перспективным в мировой ядерной энергетике. В СССР
строятся Ленинградская, Курская, Чернобыльская блочные АЭС с уран-графитовыми
канальными К. р. мощностью по 1000 Мет каждый.
Лит. см. при ст. Ядерный
реактор. 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