Корпусной реактор

Определение "Корпусной реактор" в Большой Советской Энциклопедии

Корпусной реактор, ядерный реактор, активная зона которого заключена в прочный сосуд (корпус). Теплоноситель в Корпусной реактор чаще всего выполняет функции замедлителя (обычная или тяжёлая вода, органические жидкости). В некоторых Корпусной реактор в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов применяются разнородные вещества. Например, в Корпусной реактор EDF (Франция) используются углекислый газ и графит. Конструктивно Корпусной реактор обычно представляют собой цилиндрический сосуд с крышкой, внутри которого размещена выемная конструкция (корзина) с активной зоной. Теплоноситель поступает снизу в активную зону, которая состоит из тепловыделяющих кассет. В активной зоне перемещаются управляющие стержни, приводы которых имеют герметичный вывод в крышке или днище корпуса. Отвод нагретого теплоносителя осуществляется через патрубки в верхней части корпуса.

Корпусной реактор широко используются в мировой ядерной энергетике. Это объясняется их сравнительной простотой, компактностью и высокой энергонапряжённостью активной зоны. Известны Корпусной реактор на быстрых и тепловых нейтронах, наибольшее распространение получили последние. В СССР на Нововоронежской АЭС работает Корпусной реактор мощностью 1375 Мвт, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением 12,5 Мн/м² (125 кгс/см²). Вода в активной зоне нагревается от 269 до 300 °С и поступает в парогенераторы. Циркуляция воды — принудительная. Например, в США эксплуатируются на АЭС Корпусной реактор с водой под давлением типа PWR («Шиппингпорт», «Янки»), с кипящей водой типа BWR («Дрезден», «Ойстре-Крик»). В Великобритании получили распространение корпусные графито-газовые реакторы («Колдер-Холл», «Хинкли-Пойнт») и т. д.
  В. П. Василевский.