42

10. CENTRALE NUCLEAROELECTRICE (CNE)

10.1. Revizuirea principalelor noŃiuni de structura atomului. ReacŃii

nucleare.

Atomul are: - învelişul electronic, care concentrează sarcina negativă şi are masă neglijabilă şi - nucleul, format din protoni şi neutroni (nucleoni), care concentrează masa şi sarcina pozitivă.

De menŃionat că: � Atomii în ansamblu, dacă nu se află în combinaŃii chimice sau în stări excitate (ionizate), sunt

neutri d.p.d.v. electric, ca urmare Nelectroni = Zprotoni (numărul de electroni = numărul de protoni). Z indică poziŃia elementului în tabelul lui Mendeleev.

� Energia chimică e asociată reacŃiilor ce implică ultimul strat electronic. � „Dimensiunea” nucleului este mult mai mică decât cea a atomului. � Nucleonii au mase extrem de apropiate: M1proton ≅ M1neutron ≅ 1 u.a.m. (unitate atomică de

masă) ≅ 1840* M1electron. Aceasta explică de ce masa atomică A este practic concentrată în nucleu şi este egală cu numărul de nucleoni: A = Zprotoni + Nneutroni. Acelaşi tip de element chimic, cu acelaşi Zprotoni poate să aibă diferiŃi izotopi cu numere diferite de neutroni. Pentru notarea unui izotop se foloseşte convenŃia A

ZX unde X este denumirea elementului chimic, iar

A şi Z au semnificaŃiile de mai sus. Spre exemplu Uraniul are izotopii: 23592U şi 238

92U . Datorită

structurii diferite a nucleului izotopii au proprietăŃi nucleare diferite, deşi sunt identici chimic. � Între protonii din nucleu se manifestă puternice forŃe de respingere electrostatică. MenŃinerea

coeziunii nucleului se datorează unor forŃe internucleonice mai puternice decât respingerea; energia nucleară asociată acestor forŃe permite degajarea unor cantităŃi de energie mult mai mari decât energia chimică.

ReacŃiile nucleare pot fi de: � dezintegrare (a nucleelor instabile) cu emisie de radiaŃii; � absorbŃie în nuclee a unor particule sau radiaŃii; � şoc elastic sau inelastic între nucleu şi o particulă elementară sau un alt nucleu; � fuziunea nucleelor uşoare în nuclee mai grele; � fisiune a nucleelor grele în nuclee mai uşoare, cu emisie de energie, radiaŃii şi particule.

Pentru aplicaŃiile energetice sunt interesante reacŃiile care degajă cantităŃi mari de energie (fuziunea şi fisiunea). Dintre acestea singura care poate avea loc la parametri intensivi acceptabili (presiune, temperatură), se poate automenŃine pe durate mari de timp şi poate fi controlată este reacŃia de fisiune.

ReacŃiile energetice nucleare de fisiune pot fi: A) De fisiune instantanee (spontană), de tipul reacŃiilor de dezintegrare.

Energia degajată este de circa 200 MeV/fisiune (1 eV = e · 1 V, unde e – sarcina electonului este 1,602·10-19 C; 1 eV = 1,602·10-19 J; 1 MeV = 1,602·10-13 J;). Din reacŃie rezultă: − două nuclee mai uşoare (produse de fisiune); − 2 ÷ 3 neutroni (medie statistică – circa 2,55); − radiaŃii şi particule.

radiatiiMeVnYXUAy

Zy

Ax

Zx +≈+÷++→ 200)32( 10

23592

B) De fisiune provocată, prin absorbŃie de neutroni.

radiatiiMeVnYXUnUAy

Zy

Ax

Zx +≈+÷++→→+ 200)32( 10

23692

10

23592

ObservaŃii: ♦ singurul nucleu fisionabil din natură 235

92U ; Unatural are numai 0,714 % nuclee de 235

92U ;

43

♦ în urma unei fisiuni rezultă o cantitate de energie de aproximativ 200 MeV sau 32⋅10-12 J (faŃă de 4 eV eliberaŃi la combustia unui atom de C12); neutronii care apar la fisiune fac posibilă menŃinerea reacŃiei în lanŃ.

♦ existenŃa fisiunii spontane creează sursa de neutroni pentru fisiunile provocate; ♦ numărul mare de neutroni produşi la o fisiune raportat la un neutron necesar pentru a provoca

o nouă fisiune permite ca această reacŃie să se automenŃină; ♦ neutronii produşi la fisiune au viteze şi energii mari (de ordinul MeV); ♦ numai o parte din neutronii produşi la fisiune ajung să fie absorbiŃi într-un nucleu fisionabil; ♦ probabilitatea de absorbŃie a unui neutron într-un nucleu depinde de structura nucleului şi de

energia neutronului, această probabilitate creşte la scăderea vitezei neutronului şi este maximă la energii de ordinul eV – neutroni “lenŃi” sau “termici”.

Clasificarea neutronilor după energii se face convenŃional în 3 categorii: • “rapizi” (cu energii de ordinul “MeV” şi viteze relativiste); • “mezotermici” (cu energii de ordinul “keV”); • “lenŃi” sau “termici” (cu energii de ordinul “eV” şi viteze comparabile cu cele de agitaŃie

termică ale moleculelor gazelor perfecte).

În cursul “vieŃii” neutronilor în reactoarele nucleare de fisiune aceştia pot fi încetiniŃi prin şocuri elastice şi inelastice cu nucleele substanŃelor din reactor. Moderatorul (din componenŃa reactoarelor nucleare de fisiune) realizează încetinirea neutronilor, prin şocuri elastice şi/sau inelastice.

Creşterea probabilităŃii de fisiune a nucleelor, provocată de captura/absorbŃia (cu fisiune) de neutroni, se poate realiza:

- prin creşterea numărului de nuclee fisionabile pe unitatea de volum (îmbogăŃirea combustibilului nuclear) şi/sau

- prin încetinirea sau moderarea neutronilor (reducerea vitezei lor);

10.2. Factorul de multiplicare a neutronilor în RN (reactorul nuclear).

Controlul reacŃiilor nucleare.

Nneutroni într-o generaŃie fmultiplicare = Nneutroni în generaŃia precedentă

Intervalul temporal dintre „generaŃiile” de neutroni este egal cu durata medie de viaŃă a neutronilor într-un RN. “fmultiplicare” este adimensional şi caracterizează evoluŃia reacŃiei de fisiune. Astfel: � fmultiplicare > 1 caracterizează tendinŃa de autoamplificare a reacŃiei. Într-un RN energetic putem

avea fmultiplicare > 1 numai pe perioade scurte de timp, la pornire sau la încărcare (creşterea puterii termice dezvoltate). Dacă se menŃine fmultiplicare > 1 pe un interval mai mare de timp reactorul se supraîncălzeşte şi se poate distruge.

� fmultiplicare = 1 caracterizează reacŃiile staŃionare la putere constantă a RN. � fmultiplicare < 1 caracterizează tendinŃa de stingere a reacŃiei. Într-un RN energetic putem avea

fmultiplicare < 1 numai pe perioade scurte de timp, la descărcare (scăderea puterii termice dezvoltate). Dacă se menŃine fmultiplicare<1 pe un interval mai mare de timp reactorul se opreşte.

Controlul reacŃiilor nucleare de fisiune se realizează prin reglajul fluxului de neutroni, folosind substanŃe ce au probabilitate mare captură (fără fisiune) a neutronilor, care absorb neutronii în exces – substanŃe absorbante de neutroni. Pentru a face posibilă funcŃionarea reactoarelor nucleare acestea trebuie: • să aibă, în absenŃa substanŃelor absorbante, fmultiplicare > 1, respectiv un “exces de reactivitate”; • să îşi poată regla captura de neutroni în exces prin introducerea şi extracŃia din zona activă a

substanŃelor absorbante de neutroni.

44

Combustibilul nuclear conŃine nucleele fisionabile Agentul de răcire evacuează căldura dezvoltată prin reacŃia de fisiune Moderatorul realizează încetinirea neutronilor, prin şocuri elastice şi/sau inelastice SubstanŃele absorbante de neutroni

Componentele reactoarelor nucleare de fisiune

Materialele de teacă şi de structură

Principalele caracteristici ale RN energetice sunt date de perechea de materiale combustibil/moderator: � RN cu moderator, sau „cu neutroni termici”. Acestea pot funcŃiona cu combustibil uşor

îmbogăŃit sau chiar cu Unatural (reamintim că Unatural are numai 0,714 % nuclee de 235

92U , restul

fiind 238

92U ).

� RN fără moderator sunt „cu neutroni rapizi”. Deoarece probabilitatea de fisiune la neutroni rapizi este mică, creşterea probabilităŃii de fisiune în RN se realizează prin folosirea unui combustibil puternic îmbogăŃit în nuclee fisionabile (UîmbogăŃit în izotopul U

235). RN cu neutroni rapizi sunt dificil de controlat, iar tehnologia lor prezintă pericol de proliferare a armelor nucleare, ca urmare sunt utilizate puŃin şi numai în Ńări deŃinătoare de bombe atomice.

10.3. Componentele RN energetice.

Elementele de combustibil nuclear sunt formate din: combustibilul propriuzis (ce

conŃine nucleele fisionabile) şi “teaca” etanşă, care are rol de separare faŃă de agentul de răcire. După tipul de izotop fisionabil şi gradul de îmbogăŃire combustibilul poate fi pe bază de: � Uraniu natural - în acest caz probabilitatea de fisiune este mică, deoarece Unatural are foarte

puŃine nuclee de 235

92U (care fisionează) (0,714 %) şi este obligatorie folosirea unui moderator

performant (D2O - apă grea, sau C – grafit) pentru a scădea viteza neutronilor şi a creşte astfel probabilitatea de absorbŃie a acestora în nucleele fisile;

� Uraniu uşor îmbogăŃit - creşterea probabilităŃii de fisiune permite un moderator mai puŃin performant (H2O);

� Uraniu puternic îmbogăŃit - în acest caz se poate renunŃa la moderator, deoarece conŃine mai multe nuclee ce pot fisiona (are probabilitate mare de fisiune), în comparaŃie cu Unatural sau Uraniu uşor îmbogăŃit;

� materiale fisionabile artificiale1, provenite din nuclee “fertile”.

După tipul de substanŃă utilizată combustibilul poate fi A) metalic sau B) sub formă de pastile din pulberi “sinterizate” (exemplu: UO2, PuO2).

După modul de încărcare cu combustibil, R.N. pot lucra: ♦ în campanie ⇒ reactorul în stare iniŃială are o rezervă de reactivitate şi de combustibil

suficientă pentru funcŃionarea pe termen mediu (10 ÷ 11 luni); după epuizarea rezervei RN se opreşte şi se face descărcarea combustibilului vechi/încărcarea celui nou (şi eventual rearanjarea celui parŃial uzat);

♦ cu încărcare din mers ⇒ extragerea combustibilului vechi / introducerea celui nou se face fără opirea RN.

Agentul de răcire este un fluid (lichid sau gaz) căruia i se cer următoarele calităŃi: � radioactivitate indusă mică (pentru a nu duce substanŃe radioactive în afara reactorului); � să aibă o probabilitate de absorbŃie a neutronilor mică – nu vrem să absoarbă neutroni (pentru

a nu reduce fmultiplicare); � dacă este posibil să aibă proprietăŃi de moderator;

1 Producerea de combustibil nuclear artificial măreşte rezervele naturale de câteva zeci de ori în raport cu cazul

utilizării exclusive a 235

92U , dar măreşte riscul de proliferare a armelor nucleare şi cere tehnologii mai costisitoare,

ca de exemplu RN de tip “FBR” (Fast Breeder Reactor).

45

� căldură specifică mare (pentru a reduce debitul masic); � căldură latentă de vaporizare mare (dacă reactorul lucrează cu schimbare de fază); � densitate mare (pentru a reduce debitul volumic necesar); � conductivitate termică bună şi vâscozitate redusă (pentru a realiza un transfer intens de

căldură în condiŃiile unor pierderi mici de presiune la curgere); � stabilitate chimică la condiŃiile de lucru (pentru a nu apare compuşi secundari, ex. din

radioliză); � să nu reacŃioneze cu (şi să nu dizolve) materialele de teacă şi structură; � să fie ieftin, netoxic, nepoluant, uşor de transportat, manipulat, etc.

Cei mai utilizaŃi agenŃi de răcire sunt: 1) apa uşoară sub presiune (pentru a mări temperaturile de lucru), 2) apa grea sub presiune, 3) apa uşoară în fierbere, 4) gaze inerte sau cu reactivitate chimică redusă de tipul Heliu sau CO2 (pentru reactoare de înaltă temperatură) şi 5) metale lichide, ca amestecul Na-K (pentru reactoarele FBR).

Moderatorul este o substanŃă ce trebuie să aibă următoarele calităŃi: � radioactivitate indusă mică; � probabilitate de absorbŃie mică –nu vrem să absoarbă neutroni (pentru a nu reduce fmultiplicare); � să încetinească cât mai bine neutronii, prin şocuri elastice şi inelastice (pentru a mări

probabilitatea de interacŃiune între neutroni şi nucleele fisile); � masă atomică mică (pentru a maximiza fenomenul de încetinire prin ciocnire); � dacă este posibil să poată fi folosit ca agent de răcire; � stabilitate chimică la condiŃiile de lucru; � să nu reacŃioneze cu (şi să nu dizolve) materialele cu care vine în contact; � să fie ieftin, netoxic, nepoluant, uşor de transportat, manipulat, etc.

Reducerea energiei neutronilor se face în special prin ciocniri elastice între neutroni şi nucleele de moderator; deoarece neutronii rapizi pierd mai multă energie în ciocnirile cu nucleele uşoare (ca la biliard), moderatorii utilizaŃi conŃin elemente cu număr de ordine mic (atomi uşori: H1, D2, C). Cei mai utilizaŃi moderatori sunt: 1) apa uşoară sub presiune, 2) apa grea sub presiune, 3) apa uşoară în fierbere, 4) carbon sub formă de grafit. MenŃionăm că: • apa uşoară conŃine atomi de 1

1H care au masă atomică foarte mică şi necesită număr redus de ciocniri pentru încetinire, reducând volumul reactorului, dar are probabilitate de absorbŃie a neutronilor mai mare decât ceilalŃi moderatori, impunând folosirea Uuşor îmbogăŃit;

• apa grea conŃine atomi de 2

1H care au masă atomică mai mare decât Hidrogenul “uşor” şi necesită număr mai mare de ciocniri pentru încetinire, mărind volumul reactorului, dar are probabilitate de absorbŃie a neutronilor minimă, permiŃând folosirea Unatural;

• grafitul 12

6C are masa atomică mare şi majorează puternic volumul reactorului; secŃiunea sa

de absorbŃie este mai mică decât a apei uşoare, permiŃând folosirea Unatural, dar cu eficienŃă neutronică mai mică decât pentru apă grea.

SubstanŃele absorbante de neutroni trebuie să aibă probabilitate de absorbŃie a neutronilor mare şi să poată fi introduse în/extrase din zona activă pentru: � controlul reacŃiei nucleare în situaŃii accidentale; � reglajul puterii reactorului la funcŃionare normală.

Ca formă de prezentare în zona activă deosebim: • bare absorbante, prevăzute cu mecanisme de acŃionare; • lichide sau soluŃii de săruri în lichide (când agentul de răcire şi/sau moderatorul sunt lichide).

Materialele de teacă şi structură sunt substanŃe solide ce trebuie să aibă următoarele calităŃi: � radioactivitate indusă mică; � probabilitatea de absorbŃie a neutronilor mică (nu vrem să absoarbă neutroni); � rezistenŃă mecanică bună;

46

� stabilitate chimică la condiŃiile de lucru; � să nu reacŃioneze cu materialele cu care vine în contact; � să fie ieftin, uşor de prelucrat, etc.

Ca exemple menŃionăm: • aliajele de Zirconiu, folosite ca material de teacă în reactoarele răcite cu apă uşoară/grea sub

presiune/în fierbere, datorită absorbŃiei mici de neutroni; • oŃelul inoxidabil, material cu proprietăŃi mecanice bune şi cost redus, dar cu absorbŃie mai

mare.

10.4. Tipuri uzuale de RN energetice.

„Filierele” de reactoare nucleare energetice rezultă prin combinaŃii între componentele de mai sus. Cele mai folosite/cunoscute sunt:

PWR Pressurized light Water cooled and moderated Reactor

BWR Boiling light Water cooled and moderated Reactor

PHWR Pressurized Heavy Water cooled and moderated Reactor

După legătura între insula nucleară (zona în care se transformă energia nucleară în căldură) şi partea convenŃională CNE pot fi cu a) unul, b) două sau c) trei circuite: � Cel mai tipic caz de CNE cu un circuit este BWR la care aburul saturat produs în reactor se

foloseşte ca agent motor în turbină. Schema este mai ieftină decât CNE cu două sau trei circuite, dar extinde zona cu pericol de contaminare radioactivă asupra părŃii convenŃionale.

� CNE de tip PWR şi PHWR sunt cu două circuite. Transferul de căldură între partea nucleară şi cea clasică se realizează în “generatorul de abur”, fără contaminarea aburului care lucrează în partea convenŃională. InvestiŃia creşte uşor, dar pericolul de contaminare radioactivă scade.

� Singurul caz de CNE cu trei circuite este FBR (răcite cu metale lichide).

Figura 9.1. Scheme termice pentru CNE: a) scheme cu un singur circuit; b) scheme cu două

circuite; c)schema cu trei circuite. NotaŃii: 1- RN; 2 – turbina cu abur; 3 – generator electric; 4 - condensator abur; 5 – pompă condensat;

6 - preîncălzitoare regenerative apă alimentare; 8 – generator de abur; 9 - pompă (suflantă) circuit primar; 10 - pompă circulaŃie circuit secundar; 11- schimbător căldură intermediar; 12 - protecŃie biologică

Pe plan mondial cele mai răspândite sunt reactoarele răcite şi moderate cu apă uşoară

(apă grea) sub presiune (în fierbere). Dintre acestea vom exemplifica filierele PWR şi PHWR.

47

Reactorul nuclear PWR PWR-urile sunt reactoare ce folosesc ca agent de răcire şi moderator apa uşoară la

presiune înaltă. Agentul primar este menŃinut la presiune ridicată pentru a prevenii fierberea în film, de aici provenind şi denumirea de PWR (Pressurized Water Reactor). Reactoarele de tip PWR sunt cele mai răspândite în lume fiind utilizate atât pentru producerea de energie electrică cât şi pentru propulsie navală (câteva sute).

Într-un reactor PWR are loc o reacŃie de fisiune în lanŃ întreŃinută de combustibilul nuclear, producându-se căldură ce este preluată de apa din buclele de răcire. Apa la temperatură ridicată este pompată prin generatoarele de abur, în care agentul primar cedează căldură fluidului secundar. Transferul de căldură are loc fără amestecul celor două fluide (schimbător de căldură de suprafaŃă). Acest lucru este necesar deoarece fluidul primar este radioactiv. Aburul format în generator este trimis la turbină, energia mecanică astfel obŃinută fiind folosită pentru acŃionarea unui generator electric. La ieşirea din turbină agentul secundar (amestec apă-abur) este răcit şi condensat într-un condensator pentru a fi recirculat, prin preîncălzitoarele regenerative, la generatorii de abur. Rolul condensatorului este de a transforma aburul în lichid pentru a putea fi pompat din nou în generatorul de abur la presiune ridicată. Într-un PWR, există două circuite separate (primar şi secundar), care conŃin apă uşoară. Într-un reactor cu apă în fierbere (Boiling Water Reactor-BWR), spre deosebire de PWR, există un singur circuit de răcire.

Presiunea în bucla primară este în general de 150 ÷ 160 bar, considerabil mai mare faŃă de alte reactoare, fiind aproape dublă faŃă de un reactor BWR. Acest lucru are ca efect apariŃia fierberii numai local, vaporii fiind condensaŃi aproape instantaneu în masa de fluid. Într-un reactor cu apă în fierbere presiunea agentului primar permite fierberea.

H2O permite volume mici de moderare, dar necesită îmbogăŃirea combustibil nuclear până la minimum 1,8% material fisionabil. Elementele de combustibil nuclear au o lungime egală cu înălŃimea zonei active. Pentru o distribuŃie uniformă a fluxului termic şi o folosire raŃională a combustibilului nuclear se preferă ca la prima încărcătură să se împartă RN pe zone concentrice cu îmbogăŃiri diferite ale combustibilului şi să se funcŃioneze în campanii. Spre exemplu, la un RN cu trei zone se poate introduce: ♦ în centru combustibil nuclear cu 1,8 ÷ 2,2 % 235

92U ;

♦ în zona intermediară combustibil cu 2,5 ÷ 2,9 % 235

92U

♦ în cea exterioară combustibil cu 3,2 ÷ 3,6 % 235

92U .

După 10 ÷ 11 luni de funcŃionare continuă, combustibil din zona centrală este epuizat, RN se opreşte şi se răceşte, apoi:

a) se extrage combustibilul uzat din zona centrală; b) se mută combustibilul din zona intermediară în cea centrală, respectiv combustibilul din

zona exterioară în cea intermediară; c) se introduce combustibil proaspăt cu 3,2 ÷ 3,6 % 235

92U în zona exterioară.

FuncŃionarea în campanii reduce factorul de utilizare extensivă a capacităŃii instalate, dar permite ca la oprirea programată pentru reîncărcarea RN să se realizeze lucrări de mentenanŃă preventivă şi predictivă, evitând opririle neprogramate.

Reactorul nuclear PHWR (filiera CANDU - CANada Deuterium Uranium) este realizat într-un vas cilindric cu ax orizontal, denumit „CALANDRIA”. D2O cere volume mari de moderare, dar permite folosirea Unatural drept combustibil nuclear. Apa grea sub presiune folosită ca agent de răcire circulă prin interiorul unor tuburi de forŃă orizontale în care se află şi elementele de combustibil nuclear, acestea din urmă fiind sub forma unor mănunchiuri de teci şi având fiecare o lungime mult mai mică decât cea a zonei active (spre exemplu, într-un tub de presiune se află 12 elemente de 1 şi 1/2 picioare fiecare). Apa grea de moderare este diferită de agentul de răcire şi este menŃinută la presiune şi temperatură coborâtă în CALANDRIA.

48

Rezerva mică de reactivitate cere schimbarea combustibilului din mers. Aceasta se realizează cu o pereche de maşini de încărcare-descărcare ce se racordează simultan la capetele aceluiaşi tub de forŃă, permiŃând introducerea pe la un capăt a 2÷4 elemente de combustibil proaspăt, simultan cu extragerea de la celălalt a aceluiaşi număr de elemente uzate. Încărcarea în mers creşte factorul de utilizare extensivă a capacităŃii instalate, dar reduce opririle programate, putând majora indirect opririle neprogramate (pentru acelaşi timp total de opriri).

Figura 9.2. Schemea reactorului nuclear CANDU

1- fascicole de combustibil; 2 – vasul CALANDRIA; 3 – bare de control a reactivităŃii; 4 – presurizor (rezervor sub presiune de apă grea); 5 - generatorul de abur; 6 – pompă de apă; 7 – pompă de apă grea; 8 – maşini de încărcare-descărcare combustibil; 9 – moderator apă grea; 10 – tuburi sub presiune (agent de răcire în tuburi sub presiune); 11 – abur produs de generatorul de abur şi trimis spre turbina cu abur;

12 – apă de alimentare a generatorului de abur (din ciclul cu abur); 13 – container din beton armat.

Calandria este principala componentă structurală; conŃine canalele de combustibil şi moderatorul astfel încât sa aibă loc o reacŃie de fisiune controlată pentru a produce căldura.

Căldura generată în combustibil de către reacŃia de fisiune este preluata de agentul de răcire, apa grea sub presiune, care curge împrejurul şi printre fasciculele de combustibil. La ambele capete, fiecare tub de presiune este conecta printr-o conductă de alimentare la un anumit colector al sistemului principal de transport al căldurii.

La ambele capete, tuburile de presiune din zirconiu sunt conectate la terminale din oŃel inoxidabil care permit legătura mecanică cu maşinile de încărcare ale reactorului. Sistemul de reîncarnare cu combustibil foloseşte 2 maşini identice de încărcare cu combustibil care sunt ataşate la capetele canalelor care trebuie reîncarnate. O maşină introduce combustibil proaspăt la unul dintre capetele canalului, iar cealaltă maşina extrage combustibilul iradiat pe la celalalt capăt. OperaŃiunea de reîncarnare a unui canal este comandată de la distantă în timp ce reactorul este în funcŃiune.

Circuitul primar al CNE este circuitul agentului de răcire al reactorului. FuncŃiile sistemului primar de transport a căldurii sunt:

− să răcească combustibilul în timpul funcŃionării şi după oprirea reactorului; − să transporte căldura de la reactor la generatoarele de abur.

Axa orizontală a reactorului - simplifică încărcarea - descărcarea combustibilului. La PWR, BWR - reîncărcarea combustibilului se face pe axa verticală.