Открыть главное меню
Энергоблок с реактором PWR АЭС Библис
Схема работы АЭС на двухконтурном водо-водяном ядерном реакторе

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, от англ. Pressurized water reactor). Другой тип водо-водяных реакторов — «кипящие». Общее название таких реакторов — BWR (Кипящий водяной реактор, от англ. Boiling water reactor).

Содержание

КонструкцияПравить

 
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 функцию отражателя. Вода, проходя снизу вверх через зазоры между тепловыделяющими элементами, охлаждает их. Таким образом, она выполняет функцию 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:

Особенности использования водыПравить

ДостоинстваПравить

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 обессоленная 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.

НедостаткиПравить

  1. Вода взаимодействует с ураном и его соединениями (корродирует) при аварийных ситуациях, поэтому тепловыделяющие элементы имеют стойкие к коррозии оболочки (обычно цирконий). При повышенных температурах воды конструкционные материалы также должны подбираться с достаточно хорошими антикоррозионными свойствами, или должен поддерживаться 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 водыПравить

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 радиоактивность относится к веществам, остающимся в пределах первого контура, поэтому в водо-водяных реакторах, в отличие от кипящих, не происходит попадания радиоактивных веществ, характеризующихся наведённой активностью, в турбину и конденсатор и другое оборудование второго контура.

См. такжеПравить

ЛитератураПравить

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