(рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сго­рания.

При работе реактора концентрация де­лящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, и топливо выгорает. Поэтому со временем их заме­няют свежими. Ядерное горючее пере­загружают с помощью механизмов и при­способлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят в бас­сейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его си­стемам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменни­ки, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоноси­теля; трубопроводы и арматура циркуляции контура; устройства для перезагруз­ки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного ис­полнения реакторы имеют отличит, осо­бенности: в корпусных реакторах топливо и замедлитель расположены внутри корпу­са, несущего полное давление теплоно­сителя; в канальных реакторах топливо, охлаждаемые теплоносителем, устанавли­ваются в спец. трубах-каналах, пронизы­вающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.),

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпантиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герме­тичным. Предусматривается система конт­роля мест возможной утечки теплоноси­теля, принимают меры, чтобы появление не плотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружаю­щей местности. Оборудование реакторно­го контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслу­живаются, Радиоактивный воздух и не­большое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС спец. системой вентиляции, в которой для исключения возможно­сти загрязнения атмосферы предусмот­рены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил ра­диационной безопасности персоналом АЭС сле­дит служба дозиметрического контроля.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядер­ной реакции; аварийная система расхо­лаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологической защиты, систем спец. вентиляции и аварийного расхо­лаживания и службы дозиметрического контро­ля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вред­ных воздействий радиоактивного облу­чения.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличит, особенность боль­шинства АЭС — использование пара сравнительно низких параметров, на­сыщенного или слабо перегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепари­рующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и со­держащиеся в нём примеси при прохож­дении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины од­ноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоно­сителя. На двухконтурных АЭС с высо­кими параметрами пара подобные требо­вания к оборудованию машинного зала не предъявляются.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоак­тивными средами, повышенная жёст­кость фундаментов и несущих конст­рукций реактора, надёжная организа­ция вентиляции помещений. показан раз­рез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реакто­ром. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор—турбина. В машинном зале рас­положены турбогенераторы и обслужи­вающие их системы. Между машинным II реакторным залами размещены вспомогательные оборудование и системы управле­ния станцией.

Экономичность АЭС определяется её основным техническим показателями: единичная мощность реактора, энергонапря­жённость активной зоны, глубина вы­горания ядерного горючего, коэффецента ис­пользования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в псе (стои­мость установленного кет) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремле­ния к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30 - 40% (на ТЭС 60—70%). Поэтому круп­ные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с огра­ниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности — в трудно­доступных или отдалённых районах, напр. АЭС в пос. Билибино (Якут. ЛССР с электрической мощностью типового блока 12 Мет. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мет) расходу ст­оя на теплоснабжение. Наряду с выработ­кой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казах. ССР) электрической мощностью 150 Мвт рассчи­тана на опреснение (методом дистилля­ции) за сутки до

150 000 т воды из Кас­пийского м.

В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Фран­ция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликован­ным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.

В Сов. Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энер-гетич. блоков (до 1000 Мет) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948—49 были начаты работы по реакторам на бы­стрых нейтронах для промышленной АЭС. Физической особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 235U , но и сырье­вые материалы 238U и 232Th . Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не со­держат замедлителя, имеют сравнитель­но малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интен­сивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно соору­жены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, напр. в г. Мелексссе построен опытный реактор БОР-60.