Канальний ядерний реактор

Канальний ядерний реактор — це спеціальна конструкція ядерного реактора, в якій тепловидільні елементи розташовані не в загальному великому герметичному корпусі реактора, а окремо у стійких до тиску трубах. Теплоносій тече через напірні трубки. Однак теплоносій не є водночас сповільнювачем, а сповільнювач (у твердій або рідкої формі) оточує напірні трубки зовні. Канальні реактори для використання в атомних електростанціях можуть працювати за принципом киплячого реактора, де пара для турбіни виробляється безпосередньо в напірних трубках, тобто в активній зоні реактора, або за принципом водно-водяного ядерного реактора з парогенератором і окремим водно-паровим циклом.

Паливні збірки канального реактора CANDU.

Найвідомішими типами канальних реакторів для атомних електростанцій є російський реактор РБМК і канадський реактор CANDU. У реакторі РБМК легка вода використовується як теплоносій, а графіт як сповільнювач. У реакторі CANDU важка вода служить і як сповільнювач, і як теплоносій. Однак контур охолодження знаходиться під високим тиском і відокремлений від бака сповільнювача. Менш відомим є ^[ru], наступник РБМК з покращеними функціями безпеки. Інший тип був випробуваний на німецькій . Тут теплоносієм служив газоподібний вуглекислий газ (CO₂), а сповільнювачем — важка вода.

Військові (реактори АДЕ), які використовувалися в Радянському Союзі для виробництва збройового плутонію, також були канальними водно-водяними реакторами.

Паливні елементи

Тепловидільні збірки у канальному реакторі є пучками паралельних тепловидільних елементів. Однак за формою трубки поперечний переріз тепловидільної збірки є круглим. Конструктивні особливості тепловидільної збірки CANDU обумовлені тим, що вона використовується не у вертикальному, а в горизонтальному положенні.

Переваги

Канальні реактори мають ряд технічних та економічних переваг:

• Окремі напірні трубки легше виготовити, ніж великий корпус корпусного реактора, призначений для роботи під тиском.
• Реактори можна будувати легше з різними розмірами виходу, оскільки кількість труб (і, отже, вихід) можна адаптувати до відповідних потреб без великих технічних зусиль.
• Окремі тепловидільні елементи можна змінювати під час поточної роботи (генерування електроенергії). Регулярні, більш тривалі простої для заміни палива, звичайні для водно-водяного реактора і киплячого реактора, усуваються. Тому реактор не потрібно завантажувати великим надлишком палива; це покращує захист від (інцидентів критичності).
• Потужність реактора можна встановити на різні значення, вмикаючи або вимикаючи групи напірних трубок (у випадку РБМК і МКЕР також окремі напірні трубки).

Недоліки та ризики

Недоліками з точки зору безпеки є:

• Робочі параметри повинні бути зчитані та перевірені для сотень напірних трубок. Тому контроль і моніторинг реактора є більш складним і схильним до відмови. Це має бути компенсовано відповідними зусиллями в технології керування.
• У разі ^[en], сповільнювач не виходить з ладу автоматично, тому реактивність не обов'язково зменшується. У випадку використангня легкої води в якості теплоносія, як і у випадку з РБМК, вона навіть збільшується, оскільки нейтронопоглинальний ефект теплоносія відсутній; тому коефіцієнт втрати охолоджуючої рідини є позитивним. Це може викликати швидке підвищення продуктивності. У аварії на Чорнобильській АЕС ця властивість реактора РБМК значною мірою сприяла швидкому виникненню (надкритичності) із займанням графіту та подальшими катастрофічними наслідками.
• Постійне (фреттингове зношування) збірок у процесі термічної та накопиченої іонізаційної деформації, що не несе експлуатаційної небезпеки саме по собі, але допускає пошкодження збірок при попаданні в теплообмінне середовище великодисперсної фракції (внаслідок чого виникають можливість розгерметизації ТВЕЛів, вилучення значно пошкоджених збірок).

Ризик розповсюдження ядерної зброї

Можливість заміни окремих паливних елементів під час поточної енергетичної експлуатації дозволяє отримувати збройовий плутоній одночасно з виробництвом електроенергії. Тому експорт таких реакторів становить більший ризик з точки зору ^[en], ніж корпусних реакторів, які доводиться зупиняти та відкривати в цілому для кожної зміни палива.

Примітки

1. Дітер Смідт: Технологія реактора. Том 2, G. Braun, Karlsruhe 1971, , с. 142—143.
2. Сухих, А.В.; Сагалов, С.С.; Павлов, С.В. (2016). (PDF). Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР». Архів оригіналу (PDF) за 21 жовтня 2020. Процитовано 9 травня 2022.

Джерела

• W. Koelzer: Lexikon zur Kernenergie. [ 3 березня 2022 у Wayback Machine.] (PDF; 22 MB) (Karlsruher Institut für Technologie), 2013.
• K. H. Grote, J. Feldhusen (Hrsg.): Dubbel — Taschenbuch für den Maschinenbau. 23. Auflage. Springer, 2011, .