Просмотр кода страницы Водо-водяной ядерный реактор

[[Файл:PWR Nuclear Power Plant - ru.svg|400px|right|thumb|[[Энергоблок]] с реактором PWR [[АЭС Библис]]]]
[[Файл:PressurizedWaterReactor ru.gif|400px|thumb|right|Схема работы АЭС на двухконтурном водо-водяном ядерном реакторе]]
'''Водо-водяной [[ядерный реактор]]''' — реактор, использующий в качестве [[Замедление нейтронов|замедлителя]] и [[Теплоноситель ядерного реактора|теплоносителя]] обычную ([[Легководный реактор|лёгкую]]) воду. Наиболее распространённый в мире тип водо-водяных реакторов — с водой под давлением. В [[Атомная энергетика России|России]] производятся реакторы [[ВВЭР]], в других странах общее название таких реакторов — PWR (реактор с водой под давлением, от {{lang-en|pressurized water reactor}}). Другой тип водо-водяных реакторов — «[[Кипящий ядерный реактор|кипящие]]».

== Конструкция ==
[[Файл:wwer-1000-scheme.png|300px|right|thumb|Устройство реактора [[ВВЭР-1000]]: 1 — привод [[Управление ядерным реактором|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 [[Тепловыделяющий элемент|тепловыделяющими элементами]]. Корпус тепловыделяющей сборки изготовляют из листового материала ([[Алюминий|алюминия]], [[Цирконий|циркония]]), слабо поглощающего [[нейтрон]]ы. 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:
* [[ВВЭР]] (СССР, Россия)
* PWR (например, производства компании [[Westinghouse Electric Company]], США)
* [[EPR (ядерный реактор)|EPR]] ([[AREVA]], Франция — Германия)
* [[AP1000]] (Westinghouse, США); [[CAP1400]] (Китай)
* [[Реактор S9G|S9G]] (США)
* [[Хуалун-1|HPR1000]] (Китай)

== Особенности использования воды ==
=== Достоинства ===
Использование воды в качестве теплоносителя и теплоносителя-замедлителя в ядерных установках имеет ряд преимуществ.
# Технология изготовления таких реакторов хорошо изучена и отработана.
# 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).
# Использование воды в качестве теплоносителя позволяет осуществить непосредственную генерацию пара в реакторе ([[Кипящий ядерный реактор|кипящие реакторы]]). Лёгкая вода используется также для организации пароводяного цикла во вторичном контуре.
# Невоспламеняемость (в отличие от такого теплоносителя, как [[натрий]]) и невозможность затвердевания воды при комнатной температуре (в отличие от расплавов [[соль (химия)|солей]] или [[свинец|свинца]]) упрощает проблему эксплуатации реактора и вспомогательного оборудования.
# Обычная химически обессоленная вода дешева.
# Использование воды обеспечивает безопасность эксплуатации реактора.
# В реакторах с водяным теплоносителем-замедлителем при соответствующей конструкции активной зоны можно достичь отрицательного температурного коэффициента [[Реактивность ядерного реактора|реактивности]] (то есть при увеличении мощности в реакторе усиливаются процессы, снижающие мощность, существует [[отрицательная обратная связь]]), что предохраняет реактор от произвольного разгона.
# Позволяет создавать блоки мощностью до 1600 [[Мегаватт|МВт]].

=== Недостатки ===
# Вода взаимодействует с ураном и его соединениями ([[коррозия|корродирует]]) при аварийных ситуациях, поэтому [[Тепловыделяющий элемент|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 [[радиолиз]]е. Особенно необходимо отметить высокую интенсивность коррозии многих металлов в воде при температуре выше 300&nbsp;°C.
# 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.
# Возможность аварии с течью теплоносителя и необходимость средств для её компенсации.
# Стоимость [[тяжёлая вода|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|наведённая радиоактивность]], 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 [[изотоп]]а 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 [[йод]]а и [[цезий|цезия]].

Однако вся наведённая радиоактивность относится к веществам, остающимся в пределах первого контура, поэтому в водо-водяных реакторах, в отличие от [[Кипящий ядерный реактор|кипящих]], не происходит попадания радиоактивных веществ, характеризующихся наведённой активностью, в турбину и конденсатор и другое оборудование второго контура.

== См. также ==
* [[Кипящий водо-водяной реактор]]
* [[Водо-водяной энергетический реактор]]

== Литература ==
* ''Петунин В. П.'' Теплоэнергетика ядерных установок. — М.: [[Атомиздат]], 1960
* ''Левин В. Е.'' Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: [[Атомиздат]], 1979
{{ВС}}
{{Ядерная технология}}

[[Категория:Типы ядерных реакторов]]