Канальный реактор

ядерный реактор, состоящий из системы отдельных каналов, пространство между которыми 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 (См. Корпусной реактор), для которых 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 которых замедлителем является графит, имеющий удовлетворительные ядерные характеристики, а теплоносителем — обычная вода с её хорошими теплофизическими свойствами. В К. Р. С помощью специальных машин возможна перегрузка топлива на ходу, т. Е. Без остановки и расхолаживания реактора, что улучшает экономические показатели энергетической 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 значительных размеров активной зоны К. Р., её удельная нагрузка в несколько раз ниже, чем, например, в корпусных реакторах, и обычно не превышает в среднем 15 квт на 1 л активной зоны. Наличие разветвленной 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. Например, 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 (См. Исследовательский реактор) и энергетические реакторы, размножители-реакторы (См. Размножитель-реактор) и реакторы, представляющие собой их комбинацию (двухцелевые реакторы (См. Двухцелевой реактор)). 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 экономические 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.