Pressurized water reactor (PWR) Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) - презентация

1 Pressurized water reactor (PWR) Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР)

2

3 New words Containment structure – конструкция защитной оболочки Steam generator - парогенератор Pressurizer – компенсатор давления Control rods – управляющие стержни Reactor vessel – корпус реактора Turbine - турбина Generator - генератор Condenser - конденсатор

4 Power transfer in PWR Nuclear fuel in the reactor vessel is engaged in a fission chain reaction, which produces heat, heating the water in the primary coolant loop. The hot primary coolant is pumped into steam generator. Heat is transferred to the lower pressure secondary coolant where it evaporates to pressurized steam. The pressurized steam is fed through a steam turbine which drives an electrical generator connected to the electric grid for distribution. After passing through the turbine the secondary coolant is cooled down and condensed in a condenser. The condenser converts the steam to a liquid so that it can be pumped back into the steam generator.

5 Передача энергии в ВВЭР Ядерное топливо в реакторе участвует в цепной реакции деления, которая производит тепло, используемое для нагревания воды первого контура. Горячий теплоноситель первого контура поступает в парогенератор. Тепло передается теплоносителю второго контура с более низким давлением, где он (теплоноситель) превращается в пар. Пар поступает в паровую турбину, которая вращает электрический генератор, связанный с распределительной электрической сетью. После прохождения через турбину теплоноситель второго контура охлаждается и конденсируется в конденсаторе. В конденсаторе пар превращается в воду, так что она может поступить обратно в парогенератор.

6 Construction of PWR

7 New words Control Rod Drive Mechanism – привод СУЗ Control Rod Drive Shaft- приводной вал СУЗ Inlet Nozzle – впускное отверстие Outlet Nozzle – вых. сопла Core Support – опора активной зоны Core Barrel – топливный стержень

8 Coolant (Теплоноситель)

9 Moderator (Замедлитель) PWRs require the fast fission neutrons to be slowed down (a process called moderation) in order to interact with the nuclear fuel and sustain the chain reaction. The coolant water is used as a moderator by letting the neutrons undergo multiple collisions with light hydrogen atoms in the water, loosing speed in the process.

10 Control (Управление) Control rods are used to maintain primary system temperature at the desired point. The reactor control rods, inserted through the reactor vessel head directly into the fuel bundles, are moved for the following reasons: to start up the reactor; to compensate for nuclear poison inventory; To compensate for nuclear fuel depletion.

11 В реакторах с водяным теплоносителем-замедлителем при соответствующей конструкции активной зоны (water coolant-moderator with the relevant core design) можно достичь отрицательного температурного коэффициента реактивности, что предохраняет реактор от произвольного разгона мощности (arbitrary dispersal of power). Первый контур (primary loop) отделен от второго, таким образом вода во втором контуре не заражена радиоактивными веществами (is not contaminated by radioactive materials). Использование обычной воды дешево.

12 Вода взаимодействует с ураном (uranium) и его соединениями (compounds) при аварийных ситуациях, поэтому ТВЭлы (fuel elements) должны снабжаться антикоррозионными покрытиями (anti-corrosion coatings). При повышенных температурах воды конструкционные материалы также должны подбираться с достаточно хорошими антикоррозионными свойствами. Проблема подбора коррозионно-устойчивых материалов (corrosion-resistant materials) усложняется необходимостью иметь высокое давление воды при повышенных температурах. Необходимость иметь высокое давление в реакторе усложняет конструкцию корпуса реактора и его отдельных узлов (construction of the reactor and its individual components). Поскольку вода используется в качестве замедлителя нейтронов (neutron moderator) невозможно построить реактор на быстрых нейтронах (fast neutron reactor) при такой конструкции ВВЭР.

13

14

15