і пояснюється рядом причин. До них насамперед слід віднести те, що вода виявилася найбільш підходящим матеріалом для ядерних реакторів як сповільнювач і теплоносія. Треба врахувати при цьому, що вона не дефіцитна і вельми доступна, здавна використовується в різних галузях техніки і тому її властивості добре вивчені. Як сповільнювач вода має найвищу замедляющую здатність, тому водо-водяні реактори компактні, володіють порівняно високим енерговиділенням з одиниці об'єму активної зони. Використання води одночасно як сповільнювач і теплоносія дозволило створити реактори, порівняно прості по пристрою. З'являється можливість застосування одноконтурной схеми з подачею пара теплоносія в силову установку.
ВВЕР мають високу стійкість і саморегулівних завдяки негативному коефіцієнту реактивності. Наведена активність води зумовлена ??короткоживущими нуклідами, що дещо спрощує біологічний захист і доступ до устаткування першого контуру. Вода як теплоносій ефективно відводить тепло.
Незважаючи на зазначені переваги води використання її в ядерних реакторах пов'язане і з низкою труднощів. Порівняно високе поглинання нейтронів водою негативно позначається на балансі нейтронів в активній зоні і зумовлює застосування тільки збагаченого урану, внаслідок чого коефіцієнт відтворення в водо-водяних реакторах порівняно невисокий. Сильне уповільнення нейтронів у воді може привести до великих локальним нерівномірним розподілом енерговиділення. Тому при конструюванні водо-водяних реакторів необхідно передбачити рівномірний розподіл води в активній зоні. Порівняно висока корозійна активність води з конструкційними матеріалами вимагає спеціальної і дорогої системи водопідготовки, що помітно складається на експлуатаційних витратах. Для отримання прийнятної температури необхідний високий тиск. У зв'язку з обмеженням температурного рівня для установок з реакторами типу ВВЕР характерний цикл з насиченою парою. Питомий тепловий потік при використанні водного теплоносія обмежений критичними тепловими навантаженнями. Все це необхідно враховувати при спорудженні водо-водяних реакторів.
. 2 Короткий опис активної зони водоводяного реактора
В даний час таких реакторів побудовано і знаходиться в експлуатації досить велика кількість. Всі вузли реактора знаходяться всередині міцного корпусу, що представляє собою вертикальний товстостінний посудину з еліптичним днищем, зверху закритий об'ємної кришкою. Корпус водо-водяних реакторів є відповідальним елементом, так як повинен витримувати високий тиск теплоносія. У сучасних водо-водяних енергетичних реакторах тиск лежить в діапазоні приблизно від 12 до 17 МПа. Діаметр корпусу звичайно обмежений його транспортабельністю і не повинен перевищувати 4.5 метрів по зовнішньому габариту. Корпус виготовляється в заводських умови з термостійкої перлитной стали, а зсередини робиться наплавка (плакіровка) шаром 10-20 мм з аустенітної нержавіючої сталі. Призначення наплавлення - запобігти контакт води з перлітною сталлю і тим самим зменшити вихід продуктів корозії в контур. Крім того, у воді першого контуру внаслідок радіолізу завжди є та або інша кількість вільного водню і безпосередній контакт теплоносія з перлітною сталлю призводить до насичення її воднем. Цей контакт необхідно запобігти, оскільки насичення воднем викликає охрупчивание стали, вона втрачає міцність і пластичність. У верхній частині корпусу розташовані патрубки для підведення та відведення теплоносія. Для опори і дистанціювання паливних касет, а також для організації потоку теплоносія всередині корпусу служить корзина активної зони, зазвичай представляє собою обечайку, у нижній частині якої кріпиться опорна плита, а у верхній - пристрій для дистанціювання паливних касет.
Активна зона реакторів типу ВВЕР з порівняно щільно упакованих шестигранних ТВЗ. ТВС у свою чергу зібрані з ТВЕЛ. ТВЕЛ омиваються зовні водою під тиском.
У конструкції активної зони і внутрішньокорпусних пристроїв передбачається розміщення органів регулювання і компенсації надлишкової реактивності. У вітчизняних водо-водяних реакторах першого покоління використовуються рухливі поглинають збірки. У серійному варіанті ВВЕР - 440 загальне число зборок одно 349, з них 37 поглинають. У поглинаючих збірках розміщені боросодержащей елементи, що є сильними поглиначами. Додатково для компенсації надлишкової реактивності в водо-водяних реакторах використовується рідинне борне регулювання. Перевантаження палива в таких реакторах проводиться після відключення навантаження і зупинки реактора. Перевантаження реактора цього типу на ходу трудноосуществима.
1.3 Конструкції тепловиділяючих елементів
ТВЕЛ і ТВЗ ядерного реактора - одні з найбільш відповідальних його вузлів. Вони знаходяться в зоні максимальних температур і опромін...
