Замедляющие свойства некоторых веществ

Замедлитель Энергия *1 замедления Коэффициент *2 замедления
Вода Тяжелая вода Графит 1,28 0,18 0,065

 

*1 Число актов соударения (рассеяния) нейтрона для замедления от энергии деления до тепловой энергии, умноженное на сечение рассеяния, см-1.

*2 Отношение энергии замедления к сечению поглощения.

 

 
 

Активная зона реактора CANDU помещена в большую емкость - каландр, содержащую замедлитель при относительно низких температурах и давлениях (рис. 1.17). Через этот бак проходит несколько сотен каналов, которые содержат топливо и циркулирующий тяжеловодный теплоноситель (рис. 1.18).

 

Рис. 1.17. Упрощенная схема циркуляции потоков в реакторе CANDU

1 – паровой компенсатор объема; 2 – паропроводы; 3 – парогенераторы; 4 – насосы первого контура; 5 – коллекторы; 6 – бак (каландр); 7 – реактор; 8 – топливо; 9 – насос контура замедлителя; 10 – теплообменник контура замедлителя; 11 – пар (H2O); 12 – конденсат H2O; 13 – теплоноситель (D2O); 14 – замедлитель

 
 

Рис. 1.18. Конструкция реактора CANDU

1 – реакторный бак (каландр); 2 – оболочка реакторного бака; 3 – трубы реакторного бака; 4 – сборное кольцо; 5 – трубная решетка тепловыделяющих каналов; 6 – трубы решетки концевой защиты; 7 – трубы охлаждения концевой защиты; 8 – входной-выходной фильтр; 9 – стальная шариковая защита; 10 – сборка концевиков;
11 – подводящие трубопроводы; 12 – выход замедлителя; 13 – вход замедлителя;
14 – измеритель нейтронного потока и патрубок впрыска жидкости;
15 – ионизационная камера; 16 – сейсмоограничители; 17 – стена реакторного помещения; 18 – расширение замедлителя к верхнему баку; 19 – блоки навесной защиты; 20 – трубопроводы сброса давления; 21 – разрывная предохранительная мембрана защиты от переопрессовки; 22 – отверстия прохода поглощающих стержней СУЗ; 23 – канал наблюдения; 24 – стержень аварийной защиты;
25 – компенсирующий стержень СУЗ; 26 – регулирующий поглощающий стержень СУЗ; 27 – стержень контроля мощности активной зоны; 28 – вертикальный контроль потока

 

Топливо из природного урана, в виде стерженьков из диоксида урана, помещается в оболочки из циркалоя с заглушками. Твэлы компонуются в стержневые сборки длиной 50 см по 37 штук в каждой. Одна из таких топливных сборок показана
на рис. 1.19. Топливная сборка имеет кожух из циркалоя. В реакторе электрической мощностью 600 МВт содержится 4500 таких тепловыделяющих сборок, которые набираются в 380 циркониевых каналах активной зоны по 12 сборок в каждом. Циркониевые каналы имеют внутренний диаметр около 10 см и проходят через направляющие каналы в баке, содержащем тяжеловодный замедлитель. Регулирующие стержни системы управления и защиты вводятся в замедлитель через отдельные боковые проходки. Для лучшего энергораспределения в активной зоне используются также изменения уровня замедлителя в реакторном баке. Кроме использования стержней СУЗ реактор может быть быстро остановлен путем передавливания тяжелой воды из реакторного бака в емкость, размещенную ниже активной зоны.

 

 
 

 

Рис. 1.19. Тепловыделяющая сборка (37 твэлов) реактора CANDU

1 – центрирующие циркалоевые выступы; 2 – циркалоевая оболочка; 3 – заглушка;
4 – циркалоевая концевая решетка; 5 – таблетки диоксида урана; 6 – графитовая прокладка; 7 – силовая труба; 8 – межэлементные дистанционирующие ограничители;

 

Использование тяжеловодного замедлителя и природного урана обеспечивает хороший нейтронный баланс. В то же время такая концепция требует для поддержания критичности низких выгораний выгружаемого топлива (7500 МВт×сут/т) и достаточно частых перегрузок на мощности для поддержания низкого уровня вредных поглощений в активной зоне. Низкое выгорание позволяет нарабатывать оружейный плутоний.

Возможность использования природного урана является достоинством этих реакторов. Следствием относительно невысокого рабочего давления теплоносителя в первом контуре циркуляции при двухконтурной схеме реактора являются более низкие параметры пара на турбогенераторе, чем это принято на АЭС с реакторами LWR. КПД энергоблоков с реакторами CANDU лежит в диапазоне 28 - 30 % против 32 - 34 % на АЭС с реакторами LWR.