- Корпусной реактор
-
Корпусно́й я́дерный реа́ктор — ядерный реактор, активная зона которого находится внутри общей оболочки, поддерживающей высокое давление первого контура.
В отличие от канального реактора, здесь применяется специальный герметичный корпус. Так как давление в первом контуре может доходить до 160 атм (ВВЭР-1000), он достаточно сложен по конструкции. Процесс замены ядерного топлива в таком реакторе затруднён, он требует полной остановки и частичной разборки реактора. Несмотря на недостатки, корпусные реакторы в настоящее время применяются наиболее широко. В России это некипящие водо-водяные реакторы марки ВВЭР, в США — PWR.
Преимущества
- Простота конструкции тепловыделяющих сборок;
- Небольшое число дополнительных конструкционных материалов, присутствующих в активной зоне и поглощающих нейтроны;
- Теоретически: возможность использования ядерного топлива с низким обогащением. На практике, в связи со спецификой используемых замедлителей, корпусные ВВЭР требуют бо́льшего обогащения, чем канальные РБМК.
- В реакторах с водяным теплоносителем-замедлителем при соответствующей конструкции активной зоны можно достичь отрицательного температурного коэффициента реактивности, что предохраняет реактор от произвольного разгона мощности.
Недостатки
- Наличие сложного в изготовлении герметичного корпуса (габариты примерно 5х10 метров, давление до 160 атм);
- Ограничение на размер активной зоны, и, как следствие, максимальной мощности;
- Невозможность частичной выгрузки ТВЭЛов, то есть для замены топлива требуется полная остановка реактора, откачивание теплоносителя, удаление системы привода стержней, снятие крышки и т. д.
См. также
Wikimedia Foundation. 2010.
