«Водо-водяной реактор»

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 (См. Тепловыделяющий элемент)), составляющие активную зону (См. Активная зона). 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 отдаёт в парогенераторах воде второго контура, которая превращается в рабочий пар (например, в реакторах Нововоронежской АЭС (См. Нововоронежская атомная электростанция)). 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 идёт под давлением существенно более низким, чем в энергетических, применяются в качестве исследовательских реакторов (См. Исследовательский реактор).

Вследствие высоких замедляющих свойств воды и отличных качеств её как теплоносителя В.-в. р. обладают большой компактностью и позволяют развить значительную удельную мощность (на единицу объёма активной зоны). Поэтому сооружение их относительно дёшево. Реакторы просты и надёжны в эксплуатации; они нашли широкое распространение в качестве энергетических и исследовательских установок.

Лит.: Батуров Б. Б., Корякин Ю. И., Атомные электростанции, в сб.: Советская атомная наука и техника, М., 1967.

Ю. И. Корякин.

ВОДО-ВОДЯНОЙ РЕАКТОР - ядерный реактор, в котором замедлитель нейтронов - обычная вода, служащая одновременно и теплоносителем. Входит в энергетические и исследовательские установки.

во́до-водяно́й реа́ктор

ядерный реактор, в котором замедлитель нейтронов — обычная вода, служащая одновременно и теплоносителем. Входит в энергетические и исследовательские установки.

* * *

ВО́ДО-ВОДЯНО́Й РЕА́КТОР, ядерный реактор, в котором замедлитель нейтронов — обычная вода, служащая одновременно и теплоносителем. Входит в энергетические и исследовательские установки.

ядерный реактор, в к-ром в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя используется обычная вода. Активная зона такого реактора представляет собой резервуар, заполненный водой, в к-рую погружены тепловыделяющие сборки (комплекты твэлов); проходящий через зону поток воды, создаваемый циркуляц. насосами, отводит выделяющуюся теплоту из активной зоны реактора. Из-за высоких замедляющих свойств воды активная зона В.-в. р. довольно компактна; её уд. энергонапряжённость может достигать 100 - 200 МВт/м³. Ядерным топливом в энергетич. В.-в. р. является слабообогащённый уран (2 - 5% ²³⁵U, остальное ²³⁸U). В энергетике применяются корпусные реакторы водо-водяного типа (в СССР, напр., ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 электрич. мощностью соответственно 440 и 1000 МВт).

reattore moderato raffreddato ad acqua

во́до-водяни́й реа́ктор

во́до-водяни́й реа́ктор