КОРПУСНОЙ РЕАКТОР
ядерный реактор, активная зона к-рого заключена в прочный
сосуд (корпус). Теплоноситель в К. р. чаще всего выполняет функции замедлителя
(обычная или тяжёлая вода, органич. жидкости). В нек-рых К. р. в качестве
теплоносителя и замедлителя нейтронов применяются разнородные вещества.
Напр., в К. p. EDF (Франция) используются углекислый газ и графит. Конструктивно
К. р. обычно представляют собой цилиндрич. сосуд с крышкой, внутри к-рого
размещена выемная конструкция (корзина) с активной зоной. Теплоноситель
поступает снизу в активную зону, к-рая состоит из тепловыделяющих кассет.
В активной зоне перемещаются управляющие стержни, приводы к-рых 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 сравнит,
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 к-ром теплоносителем и замедлителем является обычная
вода под давлением 12,5Мн/м2 (125кгс/см2). Вода
в активной зоне, нагревается от 269
до 300 0С и поступает в парогенераторы. Циркуляция воды-принудительная.
Напр., 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-газо-вые реакторы
("Колдер-Холл", "Хинкли-Пойнт") И Т. Д. В. П. Василевский.
А Б В Г Д Е Ё Ж З И Й К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Ъ Ы Ь Э Ю Я