Корпусной ядерный реактор

Корпусно́й я́дерный реа́кторядерный 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.

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, т. е. для замены топлива требуется полная остановка реактора, откачивание теплоносителя, удаление системы привода стержней, снятие крышки и т. д.

См. также

 
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