|
|
Большая Советская Энциклопедия (цитаты)
|
|
|
|
|
Водо-водяной реактор | Водо-водяной реактор (далее В) ядерный реактор, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит вода. Конструктивно такой реактор представляет собой резервуар, заполненный водой, в которую погружены тепловыделяющие сборки (комплекты тепловыделяющих элементов), составляющие активную зону. Проходящий через эту зону поток воды, создаваемый циркуляционными насосами, отводит выделяющееся тепло. В реакторах малой мощности часто используют естественную циркуляцию.
Существуют две разновидности энергетических В.-в. р. — с водой под давлением и кипящие. В первых вода не доводится до кипения; полученное тепло она отдает в парогенераторах воде второго контура, которая превращается в рабочий пар (например, в реакторах Нововоронежской АЭС). В кипящих реакторах вода, проходя через активную зону, частично превращается в пар. Пароводяная смесь после выхода из реактора или в самом реакторе разделяется — пар направляется в турбину, а вода возвращается в активную зону реактора. Для получения пара, пригодного к использованию в турбинах, в энергетических реакторах поддерживается высокое давление: 7 Мн/м2 (70 кгс/см2) в кипящих реакторах, 10—20 Мн/м2 (100—200 кгс/см2) в реакторах с водой под давлением. В.-в. р., в которых вода идет под давлением существенно более низким, чем в энергетических, применяются в качестве исследовательских реакторов.
Вследствие высоких замедляющих свойств воды и отличных качеств ее как теплоносителя В.-в. р. обладают большой компактностью и позволяют развить значительную удельную мощность (на единицу объема активной зоны). Поэтому сооружение их относительно дешево. Реакторы просты и надежны в эксплуатации; они нашли широкое распространение в качестве энергетических и исследовательских установок.
Лит.: Батуров Б. Б., Корякин Ю. И., электростанции, в сб.: Советская наука и техника, М., 1967.
Ю. И. Корякин. |
Для поиска, наберите искомое слово (или его часть) в поле поиска
|
|
 |
 |
 |
|
