О новой АЭС вы замолвите слово
Два таких реактора будет установлено на новом атомоходе «Арктика», который неделю назад был спущен на воду на Балтийском заводе в Санкт-Петербурге
Мощность одного реактора РИТМ-200 составит около 175 Мегаватт. Поскольку в случае ледоколов говорить об электрической мощности реактора не совсем правильно (корабль во многом использует именно тепло реактора и преобразует энергию полученного пара прямо в мощность на валу), то вместо привычной электрической мощности реактора, которой обычно подразумевают в случае энергетических блоков АЭС, для реактора РИТМ-200 указывается тепловая мощность.
Учитывая, что КПД современных блоков АЭС обычно составляет около 34%, тепловая мощность современного ВВЭР-1000, самого массового российского реактора в эксплуатации, составляет около 3000 МВт, при его чистой, электрической мощности чуть менее или чуть более 1000 МВт, в зависимости от поколения реактора.
Таким образом, показанный на заглавном фото РИТМ-200 где-то в 17 раз меньше ВВЭР-1000 по мощности. Почему же тогда он такой большой?
Вот, если что, готовый корпус ВВЭР-1000 для Тяньваньской АЭС в Китае, в таком же производственном цеху, рядом с такими же рабочими, как и на первой фотографии:
Вся хитрость состоит в том, что в реакторе РИТМ-200, который представляет из себя с точки зрения основной конструкции не более, чем «двоюродного брата» энергетического ВВЭР-1000, конструкторы пошли на небольшую хитрость.
РИТМ-200, как и ВВЭР-1000 относится к так называемым легководным или водо-водяным реакторам под давлением, которые де-факто стали сегодня уже стандартом атомной отрасли. ВВЭР, кстати, так и расшифровывается — «водо-водяной энергетический реактор». Двойное поминание воды в названии реактора связано с тем, что наша обычная, «лёгкая» противая вода выступает в такого рода реакторе и замедлителем нейтронов, и основным теплоносителем, позволяя охлаждать активную зону реактора и, с другой стороны, нагревать воду второго контура, которая уже крутит турбину.
В английской транскрипции эта технология реактора называется PWR («реактор с водой под давлением») и тоже описывает его принципиальную конструкцию, просто с иной стороны, физической. Такой подход отличает реакторы ВВЭР/PWR от другого типа легководных реакторов, так называемых «реакторах на кипящей воде» (BWR), в которых вода первого, «грязного» реакторного контура начинает кипеть ещё в корпусе реактора, что во многом упрощает его конструкцию, хотя и за счёт усложнения контуров управления.
В СССР, а потом и в России «кипятильники»-BWR особо не прижились, поэтому и термин «реактор с водой под давлением» стал не настолько популярным.
Вот краткая, весьма упрощённая анимация действия обычного ВВЭР/PWR:
Полный текст статьи можно прочитать на сайте ГЕОЭНЕРГЕТИКА
