ВЫСОКОТЕМПЕРАТУ́РНЫЙ РЕА́КТОР
-
Рубрика: Технологии и техника
-
-
Скопировать библиографическую ссылку:
ВЫСОКОТЕМПЕРАТУ́РНЫЙ РЕА́КТОР (ВТР), ядерный реактор, у которого рабочая темп-ра в активной зоне св. 750–800 °С. ВТР позволяет создать энергетич. установку с прямым циклом, в которой реактор и турбина связаны непосредственно. Различают высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) и ядерные реакторы, предназначенные в качестве источника энергии для ракетных двигателей (ЯРД).
В ВТГР съём тепла в активной зоне (АЗ) осуществляется с помощью прокачки газообразного теплоносителя – гелия. Темп-ра выхода теплоносителя из АЗ достигает 850 °C, что определяет необходимость применения жаропрочных материалов (графит, карбиды, керамич. композиции и др.). Использование ВТГР позволяет получить высокопотенциальное технологич. тепло (напр., для регенерации тяжёлых фракций нефти, её рафинирования, газификации бурого угля, паровой конверсии метана, восстановления железной руды, термохимич. разложения воды).
В ЯРД используется теплота, выделяющаяся в реакторе в результате цепной реакции деления, или энергия радиоактивного распада. АЗ реактора представляет собой гетерогенную (неоднородную) структуру: цилиндрический твёрдый замедлитель (гидрид циркония), в котором имеются каналы для размещения цилиндрических тепловыделяющих сборок (ТВС), выполненных из карбида или дикарбида урана. Теплоноситель охлаждает сначала кладку твёрдого замедлителя, а затем попадает в ТВС, где нагревается до высоких температур.