ора надходить у теплообмінник (парогенератор) 3, де передає тепло, отримане в реакторі воді 2-го контуру. Вода 2-го контуру випаровується в парогенераторі, і освічений пар надходить у турбіну 4.
Найбільш часто на АЕС застосовують 4 типу реакторів на теплових нейтронах 1) водо-водяні із звичайною водою як сповільнювач і теплоносія; 2) графіто-водні з водяним теплоносієм і графітовим сповільнювачем; 3) важководні з водяним теплоносієм і важкою водою як сповільнювач 4) графіто-газові з газовим теплоносієм і графітовим сповільнювачем.
У Росії будують головним чином графіто-водні і водо-водяні реактори. На АЕС США найбільшого поширення набули водо-водяні реактори. Графито-газові реактори застосовуються в Англії. В атомній енергетиці Канади переважають АЕС з важководними реакторами.
В залежності від виду і агрегатного стану теплоносія створюється той чи інший термодинамічний цикл АЕС. Вибір верхньої температурної кордону термодинамічного циклу визначається максимально допустимою температурою оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), що містять ядерне пальне, допустимою темп-рій власне ядерного пального, а також властивостями теплоносія, прийнятого для даного типу реактора. На АЕС теплової реактор, якої охолоджується водою, зазвичай користуються низькотемпературнимипаровими циклами. Реактори з газовим теплоносієм дозволяють застосовувати щодо більш економічні цикли водяної пари з підвищеними початковими тиском і температурою. Теплова схема АЕС у цих двох випадках виконується 2-контурної: в 1-му контурі циркулює теплоносій, 2-й контур - пароводяної. При реакторах з киплячим водяним або високотемпературним газовим теплоносієм можлива одноконтурна теплова АЕС. У киплячих реакторах вода кипить в активній зоні, отримана пароводяна суміш сепарується, і насичений пар направляється або безпосередньо в турбіну, або попередньо повертається в активну зону для перегріву. (рис. 3).
У високотемпературних графіто-газових реакторах можливе застосування звичайного газотурбінного циклу. Реактор в цьому випадку виконує роль камери згоряння.
При роботі реактора концентрація діляться ізотопів в ядерному паливі поступово зменшується, і паливо вигоряє. Тому з часом їх замінюють свіжими. Ядерне пальне перезавантажують за допомогою механізмів і пристосувань з дистанційним управлінням. Відпрацьоване паливо переносять в басейн витримки, а потім направляють на переробку.
До реактору і обслуговуючим його систем відносяться: власне реактор з біологічним захистом, теплообмінники, насоси або газодувние установки, що здійснюють циркуляцію теплоносія; трубопроводи і арматура циркуляції контуру; пристрою для перезавантаження ядерного пального; системи спец. вентиляції, аварійного розхолоджування та ін.
Залежно від конструктивного виконання реактори мають відмітні, особливості: у корпусних реакторах паливо і сповільнювач розташовані всередині корпусу, що несе повний тиск теплоносія; в канальних реакторах паливо, охолоджувані теплоносієм, встановлюються в спец. трубах-каналах, пронизливих сповільнювач, ув'язнений в тонкостінний кожух. Такі реактори застосовуються в Росії (Сибірська, Белоярская АЕС та ін.),
Для запобігання персоналу АЕС від радіаційного опромінення реактор оточують біологічним захистом, основним матеріалом для якої служать бетон, вода, пісок. Устаткування реакторного контура має бути повністю герметичним. Передбачається система контролю місць можливого витоку теплоносія, вживають заходів, щоб поява не щільності і розривів контуру не призводило до радіоактивних викидів та забруднення приміщень АЕС і навколишньої місцевості. Устаткування реакторного контура зазвичай встановлюють в герметичних боксах, які відокремлені від решти приміщень АЕС біологічним захистом і при роботі реактора не обслуговуються, Радіоактивне повітря і невелика кількість пари теплоносія, обумовлене наявністю підтікання з контуру, видаляють з необслуговуваних приміщень АЕС спец. системою вентиляції, в якій для виключення можливості забруднення атмосфери передбачені очисні фільтри і газгольдери витримки. За виконанням правил радіаційної безпеки персоналом АЕС стежить служба дозиметричного контролю.
При аваріях в системі охолодження реактора для виключення перегріву і порушення герметичності оболонок ТВЕЛів передбачають швидке (протягом кілька секунд) глушіння ядерної реакції; аварійна система розхолоджування має автономні джерела живлення.
Наявність біологічного захисту, систем спеціальної вентиляції та аварійного розхолоджування і служби дозиметричного контролю дозволяє повністю забезпечити обслуговуючий персонал АЕС від шкідливих впливів радіоактивного опромінення.
Устаткування машинного залу АЕС аналогічно устаткуванню машинного залу ТЕС. Відмітна, ос...
