|
|
Большая Советская Энциклопедия (цитаты)
|
|
|
|
|
Кипящий реактор | Кипящий реактор (далее К) ядерный реактор, охлаждение активной зоны которого осуществляется кипящим теплоносителем. В К в качестве теплоносителя применяется, как правило, кипящая вода. К можно использовать в одноконтурной схеме атомной электростанции, где пар, вырабатываемый в реакторе, направляется непосредственно в турбину. Хорошие условия теплопередачи, которые обеспечиваются в активной зоне при кипении воды, позволяют получить высокие удельные нагрузки активной зоны. Факторами, ограничивающими увеличение удельной мощности К, являются тепловой поток с единицы длины топливного элемента, при котором происходит расплавление ядерного топлива, а также поток тепла с единицы поверхности, при котором наступает кризис теплообмена, т. е. окутывание поверхности паровой пленкой, резкое ухудшение теплоотдачи и, как следствие, пережог оболочки топливного элемента (см. Кипение).
Известны К корпусного и канального типов. В корпусных реакторах кипящая вода является и замедлителем, в канальных реакторах кипение воды происходит внутри каналов, размещенных 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 испарительную часть активной зоны, где доводится до кипения и частично испаряется.
В СССР на Белоярской АЭС имени И. В. Курчатова успешно эксплуатируются 2 канальных К мощностью 100 и 200 Мвт, в которых впервые в мире осуществлен ядерный перегрев пара в промышленном масштабе. В реакторе 1-го блока, пущенном в 1964, тепло кипящей воды испарительных каналов используется для получения в парогенераторах вторичного пара, который затем перегревается в реакторных каналах 2-го контура. Подтвержденная эксплуатацией радиационная безопасность обоих контуров теплоносителя позволила применить во 2-м блоке, введенном в эксплуатацию в 1967, одноконтурную схему циркуляции кипящей воды и перегретого пара, отличающуюся большей простотой и экономичностью. С 1965 в г. Димитровграде работает энергетическая установка с опытным корпусным К ВК-50 мощностью 50 Мвт с естественной циркуляцией теплоносителя.
В различных странах мира создано большое количество К, например корпусной К "Ойстер Крик" (США) мощностью 515 Мвт, в котором устройства для сепарации пара и контур многократной циркуляции теплоносителя размещены внутри корпуса. Положительный опыт эксплуатации К, возможность обеспечения высокой мощности в одном агрегате и применения перегрева пара, а также простота и экономичность АЭС с К делают этот тип реакторов весьма перспективным в мировой ядерной энергетике. В СССР строятся Ленинградская, Курская, Чернобыльская блочные АЭС с канальными К мощностью по 1000 Мвт каждый.
Лит. см. при ст. Ядерный реактор.
В. П. Василевский. |
Для поиска, наберите искомое слово (или его часть) в поле поиска
|
|
 |
 |
 |
|
|
|
Новости 21.11.2024 14:24:00
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
