Большая советсткая энциклопедия Корпусной реактор

Корпусной реактор

Корпусной реактор, ядерный реактор, активная зона которого заключена в прочный сосуд (корпус). Теплоноситель в К. р. чаще всего выполняет функции замедлителя (обычная или тяжёлая вода, органические жидкости). В некоторых К. р. в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов применяются разнородные вещества. Например, в К. р. EDF (Франция) используются углекислый газ и графит. Конструктивно К. р. обычно представляют собой цилиндрический сосуд с крышкой, внутри которого размещена выемная конструкция (корзина) с активной зоной. Теплоноситель поступает снизу в активную зону, которая состоит из тепловыделяющих кассет. В активной зоне перемещаются управляющие стержни, приводы которых имеют герметичный вывод в крышке или днище корпуса. Отвод нагретого теплоносителя осуществляется через патрубки в верхней части корпуса.

К. р. широко используются в мировой ядерной энергетике. Это объясняется их сравнительной простотой, компактностью и высокой энергонапряжённостью активной зоны. Известны К. р. на быстрых и тепловых нейтронах, наибольшее распространение получили последние. В СССР на Нововоронежской АЭС работает К. р. мощностью 1375 Мвт, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением 12,5 Мн/м² (125 кгс/см²). Вода в активной зоне нагревается от 269 до 300 °С и поступает в парогенераторы. Циркуляция воды — принудительная. Например, в США эксплуатируются на АЭС К. р. с водой под давлением типа PWR ("Шиппингпорт", "Янки"), с кипящей водой типа BWR ("Дрезден", "Ойстре-Крик"). В Великобритании получили распространение корпусные графито-газовые реакторы ("Колдер-Холл", "Хинкли-Пойнт") и т. д.

В. П. Василевский.