Типы АЭС

— серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Реактор

РБМК канальный, гетерогенный, графито-водный, кипящего типа, на тепловых нейтронах. Теплоноситель — кипящая вода.

осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). В активной зоне

вода, охлаждающая твэлы, частично испаряется и образующаяся пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы. В барабан-сепараторах происходит сепарация пара, который поступает на турбоагрегат. Остающаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) подается в активную зону реактора. Отсепарированный насыщенный пар (температура ~284 °C) под давлением 70—65 кгс/см2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор, подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в КМПЦ.

корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, представитель одной

из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получивших широкое распространение в мире.

второму контуру поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков.

Сплошная кольцевая перегородка между рядами нижних и верхних патрубков отделяет корпус реактора от внутрикорпусной шахты и формирует движение потока теплоносителя вниз. Таким образом, вода проходит вниз по кольцевому зазору между ними, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в активную зону, то есть в тепловыделяющие сборки, где происходит нагрев. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб (БЗТ) теплоноситель выходит в их межтрубное пространство, затем попадает в зазор между шахтой и корпусом уже выше кольцевой перегородки и через выходные патрубки выходит из реактора

— ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов

и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~1000000 эВ). Нейтроны этих энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов.

деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов. При этом образуются

продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы – ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки – ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Томской области. Являлась второй атомной электростанцией в СССР и первой

промышленной атомной электростанцией в стране. Её главным назначением являлась наработка оружейного плутония для Сибирского химического комбината (в его состав станция входит как подразделение «Реакторный завод»), вырабатываемые тепло и электроэнергия были только побочным полезным продуктом.
Первый двухцелевой водо-графитовый реактор ЭИ-2 (первоначально проектировавшийся как И-2) был запущен в эксплуатацию в декабре 1958 года.