Кипящий ядерный реактор


Кипящий ядерный реактор

Кипящий ядерный реактор

Кипя́щий я́дерный реа́ктор (англ. Boiling Water Reactor (BWR)) — ядерный реактор, в котором пароводяную смесь получают в активной зоне.

Содержание

Отличительные особенности

Схема кипящего корпусного ядерного реактора:
1 — стержень аварийной защиты;
2 — управляющий стержень;
3 — ядерное топливо;
4 — биологическая защита;
5 — выход пароводяной смеси;
6 — вход воды;
7 — корпус

В АЭС с некипящими реакторами температура воды в первом контуре ниже температуры кипения. При необходимых для получения приемлемого коэффициента полезного действия температурах (больше 300°С) это возможно только при высоких давлениях ( в реакторах ВВЭР-1000 рабочее давление в корпусе 160 атм), что требует создания высокопрочного корпуса. Насыщенный водяной пар под давлением 12—60 атм при температуре до 330 °C вырабатывается во втором контуре. В кипящих реакторах пароводяную смесь получают в активной зоне. Давление воды в первом контуре снижается до 7 атм. При таком давлении вода закипает в объёме активной зоны при температуре 280 °C. Кипящие реакторы обладают рядом достоинств по сравнению с некипящими. В кипящих реакторах корпус работает при более низком давлении, в схеме АЭС нет парогенератора.

Условия работы

Для устойчивой работы кипящего корпусного реактора выбирают такой режим, при котором массовое паросодержание не превышает определённую величину. При больших значениях массового паросодержания работа реактора может быть неустойчивой. Такая неустойчивость объясняется тем, что пар вытесняет воду из активной зоны, а это увеличивает длину замедления нейтронов LS. При слишком бурном кипении значение LS возрастает настолько, что реактор получает отрицательную реактивность и мощность реактора начинает падать.

Снижение мощности уменьшает интенсивность кипения, массовое паросодержание, а значит, и длину замедления. В результате такого процесса освобождается реактивность, после чего мощность реактора и интенсивность кипения начинают возрастать. Происходит опасное для конструкции реактора и обслуживающего персонала колебание мощности.

При паросодержании ниже допустимого таких опасных колебаний мощности не происходит, реактор саморегулируется, обеспечивая стационарный режим работы. Так, снижение уровня мощности и уменьшение интенсивности кипения освобождает реактивность, обеспечивающую возврат уровня мощности к исходному. Паросодержание воды на выходе из активной зоны зависит от удельной мощности. Поэтому допустимое паросодержание, ниже которого обеспечивается устойчивая работа кипящего реактора, ограничивает мощность реактора с заданными размерами активной зоны. При таком ограничении с единицы объёма кипящего реактора снимается меньшая мощность, чем с единицы объёма некипящего реактора. Это существенный недостаток кипящих реакторов.

Вышесказанное справедливо для активной зоны, в которой объем воды-замедлителя избыточен относительно оптимального её количества, определяемого из отношения объёма воды к объёму топлива. В этом случае уменьшение количества воды-замедлителя нейтронов в активной зоне из-за кипения приближает соотношение объёмов замедлителя и топлива к оптимальному и приводит к увеличению размножающих свойств топлива.

В случае затеснённой активной зоны, в которой воды относительно недостаёт даже в отсутствие кипения, появление кипения будет сопровождаться снижением мощности из-за недостатка замедления нейтронов на воде и ухудшения размножающих свойств такой топливной среды.

Применение

Схема работы атомной электростанции с кипящим реактором

Примеры кипящих реакторов:

Перегрев водяного пара до температуры 510 °C осуществлён в канальных реакторах Белоярской АЭС. В отличие от корпусных кипящих реакторов, основным замедлителем в реакторе Белоярской АЭС служит графит, и кипение воды в каналах не вызывает опасных колебаний мощности.

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 "Кипящий ядерный реактор" в других словарях:

  • кипящий 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 boiling water reactor …   Справочник технического переводчика

  • кипящий ядерный реактор малой мощности — ядерный реактор малой мощности на кипящей воде — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы ядерный реактор малой мощности на кипящей воде EN small boiling water reactorSBWR …   Справочник технического переводчика

  • кипящий ядерный реактор Аргоннской национальной лаборатории (США) — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN Argonne Boiling Water ReactorARBOR …   Справочник технического переводчика

  • кипящий ядерный реактор большой мощности — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN super power (boiling reactor)SUPO …   Справочник технического переводчика

  • кипящий ядерный реактор с перегревом пара — — [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 boiling nuclear superheat reactorBONUS …   Справочник технического переводчика

  • Улучшенный кипящий ядерный реактор — Активная зона ABWR 1 ядро реактора 2 управляющие стержни 3 внутренний водяной насос 4  выход пара 5 вход воды Улучшенный кипящий ядерный реактор (англ. Advanced Boiling Water Reactor (ABWR)) третье поколение кипящих ядерных реакторов… …   Википедия

  • усовершенствованный кипящий ядерный реактор — усовершенствованный ядерный реактор на кипящей воде — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы усовершенствованный ядерный реактор на кипящей воде EN advanced boiling water… …   Справочник технического переводчика

  • упрощённый кипящий ядерный реактор фирмы General Electric — Упрощённый ядерный реактор на кипящей воде фирмы General Electric [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN Simplified BWRSBWR …   Справочник технического переводчика

  • водно-суспензионный кипящий 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 aqueous boiling slurry reactor …   Справочник технического переводчика

  • водо-водяной кипящий ядерный реактор с двойным циклом парообразования — — [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 two circuit boiling water reactor …   Справочник технического переводчика