Водо-водяной ядерный реактор


Водо-водяной ядерный реактор

Водо-водяной ядерный реакторреактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. Наиболее распространённый в мире тип водо-водяных реакторов — с водой под давлением. В России производятся реакторы ВВЭР, в других странах общее название таких реакторов PWR (Реактор с водой под давлением, англ. Pressurized water reactor). Другой тип водо-водяных реакторов — «кипящие». Общее название таких реакторов BWR (Кипящий водяной реактор, англ. Boiling water reactor).

Содержание

Конструкция

Устройство реактора ВВЭР-1000: 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС), регулирующие стержни.

Активная зона водо-водяного реактора набрана из тепловыделяющих сборок, заполненных пластинчатыми или цилиндрическими тепловыделяющими элементами. Корпус тепловыделяющей сборки изготовляют из листового материала (алюминия, циркония), слабо поглощающего нейтроны. Сборки размещают в цилиндрической клетке, которая вместе со сборками помещается в корпус реактора. Кольцевое пространство между ним и внешней стенкой клетки, заполненное водой, выполняет роль отражателя. Вода, проходя снизу вверх через зазоры между тепловыделяющими элементами, охлаждает их. Таким образом, она выполняет роль теплоносителя, замедлителя и отражателя. Корпус реактора рассчитывается на прочность, исходя из давления воды. Горловина корпуса закрывается герметической крышкой, которая снимается при загрузке и выгрузке тепловыделяющих сборок.

В физических водо-водяных реакторах обычно используют воду под атмосферным давлением. Корпуса таких реакторов герметичной крышки не имеют, и вода в них находится под атмосферным давлением (имеет открытый уровень).

Энергетические водо-водяные реакторы (в частности, ВВЭР) должны работать с использованием воды под давлением. Применение воды в качестве теплоносителя и замедлителя определяет ряд специфических особенностей реакторов. Поэтому обычно эти реакторы выделяются в самостоятельную группу и именуются реакторами, охлаждаемыми водой под давлением.

Примеры водо-водяных реакторов:

  • ВВЭР (СССР, Россия)
  • PWR (например, производства компании «Westinghouse Electric»,США)
  • EPR (AREVA, Франция — Германия)

Особенности использования воды

Достоинства

Использование воды в качестве теплоносителя и теплоносителя-замедлителя в ядерных установках имеет ряд преимуществ.

  1. Технология изготовления таких реакторов хорошо изучена и отработана.
  2. Вода, обладая хорошими теплопередающими свойствами, относительно просто и с малыми затратами мощности перекачивается насосами. (При одинаковых условиях коэффициент теплопередачи для тяжёлой воды на 10 % больше по сравнению с коэффициентом теплопередачи для лёгкой воды.)
  3. Использование воды в качестве теплоносителя позволяет осуществить непосредственную генерацию пара в реакторе (кипящие реакторы). Лёгкая вода используется также для организации пароводяного цикла во вторичном контуре.
  4. Невоспламеняемость и невозможность затвердевания воды упрощает проблему эксплуатации реактора и вспомогательного оборудования.
  5. Обычная химически обессоленая вода дешева.
  6. Использование воды обеспечивает безопасность эксплуатации реактора.
  7. В реакторах с водяным теплоносителем-замедлителем при соответствующей конструкции активной зоны можно достичь отрицательного температурного коэффициента реактивности, что предохраняет реактор от произвольного разгона мощности.
  8. Позволяет создавать блоки мощностью до 1600 МВт.

Недостатки

  1. Вода взаимодействует с ураном и его соединениями (корродирует) при аварийных ситуациях, поэтому тепловыделяющие элементы должны снабжаться антикоррозионными покрытиями (обычно цирконий). При повышенных температурах воды конструкционные материалы также должны подбираться с достаточно хорошими антикоррозионными свойствами, или должен вестись специальный водно-химический режим, связывающий кислород, образующийся в воде при её радиолизе. Особенно необходимо отметить высокую интенсивность коррозии многих металлов в воде при температуре выше 300 °C.
  2. Проблема подбора коррозионно-устойчивых материалов усложняется необходимостью иметь высокое давление воды при повышенных температурах. Необходимость иметь высокое давление в реакторе усложняет конструкцию корпуса реактора и его отдельных узлов.
  3. Возможность аварии с течью теплоносителя и необходимость средств для её компенсации.
  4. Стоимость тяжёлой воды велика (актуально только для реакторов на тяжёлой воде типа CANDU, в СССР такие реакторы не строили). Это требует сведения утечки воды и потерь её к минимуму, что усложняет конструкцию энергетического оборудования и эксплуатацию установки.

Активация воды

Важной проблемой при использовании воды для охлаждения реакторов является наведённая активность, которая определяется активацией ядер теплоносителя при захвате ими нейтронов. Активации подвергаются как кислород и водород воды, так и ядра примесей: например, продуктов коррозии оборудования 1-го контура (железо, кобальт, никель, хром), а также растворённых в воде солей натрия, кальция, магния и т. д. Активность собственно самой воды определяется в основном активностью изотопа азота-16 (образуется из кислорода-16 по (n, p)-реакции), период полураспада которого составляет около 7 секунд. Таким образом, менее чем через минуту после остановки реактора радиоактивность теплоносителя 1-го контура спадает в сотни раз, и определяется только активностью продуктов коррозии, которые извлекаются из воды на ионообменных фильтрах.

Активация воды может происходить также при нарушении герметичности оболочки ТВЭЛов, что приводит к попаданию в теплоноситель продуктов деления, прежде всего радиоактивного йода и цезия.

Однако, вся наведённая активность остается в пределах первого контура, поэтому в водо-водяных реакторах, в отличие от кипящих, не происходит попадания наведённой активности в турбину и конденсатор.


См. также

Литература

  • Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок. — М.: Атомиздат, 1960
  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979

Wikimedia Foundation. 2010.

Смотреть что такое "Водо-водяной ядерный реактор" в других словарях:

  • водо-водяной ядерный реактор — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN water moderated water cooled reactor …   Справочник технического переводчика

  • водо-водяной ядерный реактор корпусного типа на природном уране — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN natural uranium fuel pressurized water reactor …   Справочник технического переводчика

  • водо-водяной ядерный реактор, инициируемый ускорителем высокой энергии — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN accelerator driven light water reactorADLWR …   Справочник технического переводчика

  • Водо-водяной энергетический реактор — См. также: Список АЭС с реакторами ВВЭР ВВЭР (Водо Водяной Энергетический Реактор)  водо водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок,… …   Википедия

  • Ядерный реактор — CROCUS Ядерный реактор  это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в …   Википедия

  • ядерный реактор с водой под давлением — ВВЭР корпусной водо водяной ядерный реактор Легководный замедлитель и теплоноситель находятся под высоким давлением, вода используется в качестве охладителя и замедлителя, топливо обогащенный оксид урана [А.С.Гольдберг. Англо русский… …   Справочник технического переводчика

  • Водо-водяной реактор — Водо водяной ядерный реактор реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную воду. На атомных электростанциях России и некоторых других стран широко применяются реакторы марки ВВЭР, работающие по этой схеме. Содержание 1… …   Википедия

  • ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР — устройство, в к ром осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый Я. р. построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. Первый европейский Я. р. создан в декабре 1946 в Москве под… …   Физическая энциклопедия

  • водо-водяной реактор — BBP Ядерный реактор, в котором теплоносителем и замедлителем является вода. [ГОСТ 23082 78] водо водяной реактор [Лугинский Я. Н. и др. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике. 2 е издание М.: РУССО, 1995 616 с.] Тематики… …   Справочник технического переводчика

  • Водо-водяной реактор энергетический — ядерный реактор на тепловых нейтронах, в котором в качестве замедлителя и теплоносителя, отводящего выделившуюся в реакторе энергию, применяется вода под давлением. Активная зона такого реактора размещена в прочном герметичном стальном корпусе.… …   Морской словарь


Поделиться ссылкой на выделенное

Прямая ссылка:
Нажмите правой клавишей мыши и выберите «Копировать ссылку»

We are using cookies for the best presentation of our site. Continuing to use this site, you agree with this.