Терминалогия устройства и работы АСЭ на примере ВВЭР-1200

Реакторы ВВЭР
ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, представитель одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получивших широкое распространение в мире. В энергетических реакторах корпусного типа
ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) в
качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя
используется обычная вода (гетерогенный реактор).
Активная зона помещается в один общий корпус, через
который прокачивается вода.

ТВЭЛЫ
Тепловыделя́ющий элеме́нт (ТВЭЛ) — главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В ТВЭЛах происходит деление тяжёлых ядер 235U или 239Pu, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. ТВЭЛ должен обеспечить отвод тепла от топлива к теплоносителю и препятствовать распространению радиоактивных продуктов из топлива в теплоноситель.
ТВЭЛ состоит из топливного сердечника, оболочки и установочных деталей. Несколько ТВЭЛов и крепёжно-установочные элементы объединяются в единую конструкцию, которая называется тепловыделяющая сборка (ТВС). Конструкция и материалы ТВЭЛа определяются конструкцией реактора: гидродинамикой и химическим составом теплоносителя, температурными режимами, требованиями к нейтронному потоку. В большинстве реакторов ТВЭЛ представляет собой герметичную трубку из стали или циркониевых сплавов внешним диаметром около сантиметра и длиной десятки — сотни сантиметров, заполненную таблетками ядерного топлива.

Радионуклиды
РАДИОНУКЛИД [лат. radiare излучать + nucleus ядро] — радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов — и с данным определенным энергетическим состоянием атомного ядра. Радионуклиды (и нерадиоактивные нуклиды) элемента называются его изотопами.

Аварийное расхолаживание
Система аварийного расхолаживания
предназначена для снижения интенсивности тепловыделения реактора до уровня при котором не произойдет недопустимого перегрева наиболее ответственных внутриреакторных элементов конструкций в случае, если отвод тепла от АЗ невозможен посредством устройств нормальной эксплуатации ЯЭУ. Система аварийного расхолаживания должна удовлетворять следующим требованиям:
1. обеспечивать отвод остаточного тепловыделения в активной зоне реактора;
2. в необходимых случаях частично или полностью компенсировать утечку теплоносителя
3. из первого контура в начальный момент аварии (если теплоносителем является вода);
4. для повышения надежности иметь двух- или более кратное резервирование;
5. иметь автономные источники энергии для привода собственных циркуляционных устройств.

Бассейн выдержски
Отрабо́тавшее я́дерное то́пливо (ОЯТ, также облучённое я́дерное то́пливо) — извлечённые из активной зоны тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) или их группы, тепловыделяющие сборки ядерных реакторов атомных электростанций и других установок (исследовательских, транспортных и прочих). Топливо относят к отработанному, если оно более неспособно эффективно поддерживать цепную реакцию.
В большинстве современных реакторов ТВЭЛ представляет собой тонкостенную трубку из различных сплавов циркония, в которой находятся «таблетки» из соединений урана (чаще всего диоксида урана) различной степени обогащения, длиной 3 м (для ВВЭР) и около 1—3 сантиметров диаметром, снабжённую на концах заглушками, обеспечивающими герметичность ТВЭЛа и его крепление в ТВС.
Отработанное ядерное топливо в отличие от свежего имеет значительную радиоактивность за счёт содержания большого количества продуктов деления (для реакторов ВВЭР примерно 300 000 Ки в каждом ТВЭЛе) и имеет свойство саморазогреваться на воздухе до больших температур (только что извлечённое примерно до 300 °C) и после извлечения из активной зоны реактора выдерживается 2—5 лет в бассейне выдержки (ВВЭР) или на периферии активной зоны реактора (реактор БН-600). После уменьшения остаточного энерговыделения топлива его отправляют на хранение, захоронение или переработку ОЯТ.

СПРИНКЛЕРНАЯ СИСТЕМА
Cеть водопровода с разбрызгивающими спринклерными головками на трубах, открывающимися автоматически при повышении температуры в помещении выше установленного предела и создающими водяной душ.

Пассивная система отвода тепла
Система пассивного отвода тепла через парогенераторы (СПОТ ПГ), предназначенная для длительного отвода остаточного тепла активной зоны к конечному поглотителю через второй контур при запроектных авариях. Система дублирует соответствующую активную систему отвода тепла к конечному поглотителю в случае невозможности выполнения ею проектных функций.

Ловушка расплава
Лову́шка распла́ва (Устройство локализации расплава) — опциональная часть гермооболочки ядерных реакторов, конструкция, служащая для локализации расплава активной зоны ядерного реактора, в тяжелых авариях с расплавлением активной зоны реакторов и проплавлением корпуса реактора. Является одной из систем пассивной атомной безопасности . Обеспечивает изоляцию фундамента от расплава, подкритичность расплава и охлаждение расплава. В российских гермооболочках ловушка расплава сооружается непосредственно под реактором (на дне шахты реактора) и представляет собой конусообразную металлическую конструкцию общим весом около 750 тонн. Ловушка заполняется специальным, так называемым жертвенным материалом (наполнителем), состоящим в основном из оксидов железа и алюминия. Наполнитель растворяется в расплаве топлива для уменьшения его объёмного энерговыделения и увеличения поверхности теплообмена, а вода по специальным трубопроводам в корпусе ловушки заливает эту массу.

Пароцирконевая реакция
Пароцирко́ниевая реа́кция — экзотермическая химическая реакция между цирконием и водяным паром, которая идёт при высоких температурах. В частности, реакция может происходить в активной зоне ядерного реактора с водяным теплоносителем и/или замедлителем при её перегреве в условиях контакта циркониевых конструкционных элементов с водой.
Сплавы циркония являются наиболее распространённым конструкционным материалом тепловыделяющих сборок, в виде которых используется ядерное топливо в реакторах. В случае тяжёлой аварии с нарушением отвода теплоты топливо может разогреться до больших температур за счёт остаточного тепловыделения остановленного реактора. В активной зоне даже некипящих реакторов при этом образуется пар, который по достижении 861 °C вступает в реакцию с цирконием. В результате образуется водород в количестве около 0,491 литра на грамм прореагировавшего циркония и выделяется большое количество тепла