- •Рекомендована література
- •Мета курсу
- •Загальні характеристики окремих ядерних реакцій
- •Загальна схема ядерного реактору
- •Класифікація ядерних реакторів за призначенням
- •Інтегральні характеристики економічності енергетичних ядерних реакторів
- •Основні вимоги до складових
- •Класифікація ядерних реакторів
- •Основні типи енергетичних реакторів
- •Водо-водяні реактори під тиском
- •Переваги та вади
- •Спрощена принципова теплова схема двоконтурної аес з водо-водяним реактором
- •Принципова конструкція водо-водяного реактору під тиском
- •Еволюція водо-водяних реакторів типу ввер
- •Водо-водяний реактор типу ввер-440
- •Принципова теплогідравлічна схема
- •Конструкційні рішення реактору ввер-440
- •Твз реактору ввер-440
- •Твел реактора ввер-440
- •Регулювання в реакторі ввер-440
- •Контроль параметрів реактору ввер-440
- •Перевантаження палива в реакторі ввер-440
- •Водо-водяний реактор типу ввер-1000
- •Ключові відмінності від ввер-440
- •Принципова теплогідравлічна схема
- •Будівельні рішення енергоблоку з ру типу ввер-1000
- •Компоновка обладнання в го
- •Відмітки розміщення основного обладнання в го
- •Конструкційні рішення реактору ввер-1000
- •Кришка реактора
- •Кільце опорне
- •Кільце упорне
- •Паливо реактору ввер-1000
- •Регулювання в реакторі ввер-1000
- •Обладнання бетонної шахти реактора
- •Технологічні системи очистки/підготовки робочих середовищ
- •Системи спецводоочистки (сво)
- •Розчиновий вузол
- •Система борного регулювання
- •Система подувки-поднитки первого контура
- •Система организованных протечек
- •Система промконтура
- •Система спецгазоочистки
- •Установки спалювання водню
- •Системи безпеки ввер-1000
- •Загальні принципи побудови систем безпеки
- •Структура систем безпеки
- •Саоз ввер-1000
- •Система аварийного впрыска бора высокого давления
- •Система аварийной подпитки высокого давления
- •Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы
- •Система защиты второго контура ввэр-1000 от превышения давления
- •Система удаления парогазовой смеси из первого контура
- •Система аварийного электроснабжения (саэ)
- •Системы технического водоснабжения (ств) аэс
- •Системы охлаждения потребителей реакторного отделения
- •Спринклерные системы
- •Управляющие сб эб аэс
- •Водо-водяний реактор типу ввер в-392
- •Водо-водяні реактори під тиском «західного» проекту
- •Реакторна установка типу ар-1000
- •Головний циркуляційний контур ар-1000
- •Реактор ар-1000
- •Легководні киплячі реактори
- •Графітові реактори
- •Водо-графітові реактори
- •Газо-графітові реактори
- •Вуглекисло-графітові реактори
- •Гелій-графітові реактори
- •Важководні реактори
- •Загальна інформація
- •Корпусні важководні реактори
- •Канальні важководні реактори
- •Канальні важководні реактори, охолоджувані важкою водою
- •Канальні важководні реактори, охолоджувані легкою водою
- •Реактори на швидких нейтронах
- •Реактори на швидких нейтронах з Na-теплоносієм
- •Реактори на швидких нейтронах з Не-теплоносієм
Важководні реактори
Загальна інформація
Важководні реактори почали розроблятись в 40-х роках минулого сторіччя в СРСР, Великобританії та США в якості промислових з метою напрацювання урану-233 (в торієвому циклі) та плутонію-239 (в урановому циклі). Натомість, в Канаді такі реактори розвивались в якості енергетичних, період еволюційного вдосконалення технології CANDU на сьогодні становить понад 50 років.
У важководних реакторних установках в якості уповільнювача нейтронів використовується важка вода (D2О), а в якості палива - природний або слабозбагачений уран. За теплофізичними властивостями важка вода аналогічна легкій, однак суттєво відрізняється на краще від останньої за ядерно-фізичними властивостями.
Характеристика
Легка вода
Важка вода
Хімічна формула
H2O
D2O
Відносна атомна маса
18,0
20,0
Густина, кг/м3
1000
1100
Макроскопічний переріз розсіяння нейтронів (надтепловий) s, см -1
1,64
0,35
Макроскопічний переріз поглинання нейтронів (надтепловий) a, см -1
22·10-3
85·10-6
Середнє число зіткнень нейтронів до термолізації,
19,6
35,7
Уповільнююча здатність s, см -1
1,5
0,18
Коефіцієнт уповільнення нейтронів s/а
70
1900
Конструкції важководних реакторів відрізняються:
за речовиною теплоносія: звичайна або важка вода чи органічна рідина;
за станом теплоносія: киплячий або не киплячий під тиском;
за конструктивним виконанням: корпусний або канальний.
Корпусні важководні реактори
Корпусні важководні реактори значно менш поширені, ніж канальні через наступні причини:
Значна одинична потужність реактору недосяжна через малу уповільнюючу здатність D2O та великий крок розташування ТВЗ;
За відсутності роділення важководного сповільнювача та теплоносія вся важка вода перебуває під високим тиском, що ускладнює забезпечення герметичності контуру.
За конструктивним виконанням існують корпусні важководні реактори:
з киплячим теплоносієм та одноконтурною схемою;
з некиплячим теплоносієм та двоконтурною схемою.
Схеми корпусних важководних реакторів з киплячим (а) та некиплячим (б) теплоносієм:
1 - корпус реактора;
2 - випарний канал;
3 - перегрівальний канал;
4 - рівень води;
5 - насичена пара;
6 - підігрівальний канал.
