Водо-водяной ядерный 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

Конструкция

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 (США)

Особенности использования воды

Достоинства

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

  1. 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.)
  2. 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.
  3. Невоспламеняемость и невозможность затвердевания воды упрощает проблему эксплуатации реактора и вспомогательного оборудования.
  4. Лёгкая вода дешева.
  5. Использование воды обеспечивает безопасность эксплуатации реактора.
  6. 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

  1. Вода активно взаимодействует с ураном и его соединениями (корродирует), поэтому тепловыделяющие элементы должны снабжаться антикоррозионными покрытиями. При повышенных температурах воды конструкционные материалы также должны подбираться с достаточно хорошими антикоррозионными свойствами. Особенно необходимо отметить высокую интенсивность коррозии многих металлов в воде при температуре выше 300°С.
  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. 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 атомов кислорода и продуктов коррозии оборудования 1-го контура. Активность собственно самой воды определяется активностью изотопа кислорода-16, период полураспада которого составляет ~ 15 часов, таким образом через 2—4 дня после останова реактора радиоактивность теплоносителя 1-го контура спадает в сотни раз, и определяется только активностью продуктов коррозии, которые извлекаются из воды на обычных ионообменных фильтрах. Очищенная таким образом вода накапливается в баках запаса чистого конденсата и используется для нужд турбинного отделения.

Литература

  • Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.
  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
 
Начальная страница  » 
А Б В Г Д Е Ж З И Й К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Ы Э Ю Я
A B C D E F G H I J K L M N O P Q R S T U V W X Y Z
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 Home