ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Устройство ядерного реактора. Ядерный реактор состоит из активной зоны и системы отвода тепла. В гомогенном реакторе ядерное топливо равномерно перемешано с замедлителем и теплоносителем. Активная зона гомогенного реактора имеет сравнительно несложное строение: цилиндрический или сферический корпус, заполненный гомогенной смесью. К гомогенным смесям относятся растворы солей урана, расплавленные соли и т.п. Гомогенные реакторы не нашли широкого применения из-за большого количества присущих им недостатков.

Недостатки гомогенных реакторов в значительной мере устранены в гетерогенном реакторе за счет усложнения конструкции активной зоны. В гетерогенном реакторе ядерное топливо отделено от замедлителя и теплоносителя и сосредоточено в тепловыделяющих элементах (твэлах), имеющих металлическую герметичную оболочку. Она предотвращает контакт ядерного топлива с теплоносителем и выход в него радиоактивных продуктов деления.

Активная зона реакторов различного типа включает в себя ядерное топливо в оболочках (твэлы собранные в ТВС – тепловыделяющие сборки), замедлитель (графит, вода обычная и тяжелая), теплоноситель (вода, натрий), поглотители (стержни управления и защиты), отражатель (бериллевые блоки, обедненный уран).

Деление ядер в активной зоне реактора вызывают нейтроны различных энергий. Однако в каждом реакторе есть нейтроны из определенного интервала энергий, которые дают основной вклад в полное число делений. По этому признаку различают три типа реакторов:реакторы на тепловых нейтронах, реакторы на промежуточных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

Реакторы на тепловых нейтронах. Активная зона таких реакторов состоит из ядерного топлива, замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов в таком реакторе замедляется до тепловых энергий, а затем поглощаются ядерным топливом, вызывая его деление. В активной зоне используют материалы с малыми сечениями радиационного захвата нейтронов, например, графит и цирконий. Это дает возможность использовать в этих реакторах естественный или слабообогащенный уран.

Реакторы на быстрых нейтронах. В активной зоне реактора и отражателе используются только тяжелые материалы. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремяться уменьшить до минимума. Прежде чем поглотиться в ядерном топливе, нейтроны успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжелыми ядрами лишь до энергий 0,1-0,4 МэВ. Сечение деления в быстрой области энергий нейтронов не превышает 2 б, поэтому для осуществления цепной реакции деления необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне. Она в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют осуществить расширенное использование ядерного топлива: получать при облучении ²³⁸U или ²³²Th нейтронами больше топлива (²³⁹Pu, ²³³U), чем было его сожжено в реакторе.

Реакторы на промежуточных нейтронах. Концентрации делящихся веществ и замедлителя в активной зоне реактора таковы, что быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1-1000 эВ. В качестве энергетических такие реакторы не используются, т.к. у них обычно высокая загрузка ядерного топлива, да еще и высокое обогащение. Они используются обычно как исследовательские реакторы, потому что позволяют получить высокую плотность потока нейтронов. Например, на реакторе СМ-3 плотность потока нейтронов составляет 5.10¹⁵н/(см²с).

По виду теплоносителя бывают: реакторы с водным теплоносителем, газоохлаждаемые реакторы, реакторы с жидкометаллическим теплоносителем.

Реакторы с водным теплоносителем. Используется три комбинации водного теплоносителя с замедлителями: водо-водяные (или легководные) реакторы, водо-грфитовые реакторы (замедлитель – графит), тяжеловодные реакторы (замедлитель – тяжелая вода).

Удельная мощность водо-водяных и водо-графитовых реакторов находится в пределах 45-60 кВт/кг ядерного топлива. Реакторы с водяным теплоносителем подразделяют на реакторы некипящие (с водой под давлением) и кипящие. В реакторах с водой под давлением (некипящих) температура воды в первом контуре (в том числе и в реакторе) более 300^оС поддерживается ниже температуры кипения за счет высокого давления (~150 атм). Насыщенный водяной пар вырабатывается во втором контуре в парогенераторе (теплообменнике между первым и вторым контуром) за счет снижения давления и подается на турбогенератор, где энергия пара преобразуется в электрическую энергию.

В кипящих, одноконтурных, реакторах пар генерируется в самом реакторе, т.е. температура теплоносителя в реакторе (около 280^оС) выше температуры кипения воды при обычном для этих реакторов давлении ~70 атм. Этот пар сразу подается на турбину, т.е. схема АЭС более простая и требуется меньше оборудования. Кроме того, оборудование первого контура работает при меньшем давлении, а значит проще и дешевле в изготовлении.

В России используются два типа реакторов с водным теплоносителем: двухконтурные ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) электрической мощностью 440 и 1000 МВт и одноконтурные РБМК (реактор большой мощности канальный) мощностью 1000 МВт с графитовым замедлителем. Кроме указанных отличий способа получения пара, реакторы отличаются конструкцией реактора: активная зона реактора ВВЭР размещается в герметичном корпусе, активная зона РБМК состоит из более тысячи каналов, размещенных в графитовой кладке, которые не имеют общей защитной оболочки. Для перегрузки топлива в ВВЭР необходимо остановить реактор, сбросить давление в нем и снять крышку. Перегрузка топлива в РБМК может выполняться при работе реактора на мощности после разгерметизации одного отсеченного вентилями от реактора канала. Однако, отсутствие корпуса и защитной оболочки (у современных ВВЭР), делает реакторы РБМК весьма потенциально опасными для окружающей среды и их строительство прекращено после Чернобыльской аварии.

В графито-газовых реакторах замедлителем служит графит, теплоносителем – газ (углекислый газ, гелий и т.п.). Эти реакторы отличает слабое влияние теплоносителя на реактивность из-за очень слабого поглощения газовым теплоносителем нейтронов.

В Великобритании работает несколько АЭС с углекислым газом в качестве теплоносителя. Оболочки твэлов и каналы в них изготовлены из сплавов магния, слабо поглощающих нейтроны. Это позволяет использовать в таких реакторах природный и слабообогащенный уран. Давление в первом контуре – 10-20 атм, температура газа на выходе из реактора – около 400^оС, удельная мощность в активной зоне – всего 0,3-0,5 кВт/кг, т.е. примерно в 100 раз меньше, чем для водо-водяных и водо-графитовых реакторов.

В усовершенствованных реакторах в нержавеющими оболочками твэлов и обогащенным топливом удельная мощность повышена в 3,5 раза, а температура газа на выходе из реактора – до 690^оС.

Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем. Для реакторов на быстрых нейтронах необходимо, чтобы в активной зоне реактора было как можно меньше легких ядер. Поэтому жидкометаллические теплоносители – натрий, сплав натрий-калий, сплав свинец-висмут – находят применение в действущих и перспективных проектах. Наиболее отработанными к настоящему времени являются быстрые реакторы с натриевым теплоносителем. К настоящему времени мощностной ряд их составляют БР-5(10), БОР-60, БН-350, БН-600. Завершается строительство БН-800. Это высококипящий (882^оС) теплоноситель. Для предотвращения взаимодействия радиоактивного натрия с водой контура турбоагрегата, схема охлаждения имеет второй промежуточный натриевый контур. Удельная мощность реакторов на быстрых нейтронов в 10-30 раз больше удельной мощности реакторов на тепловых нейтронах.

В настоящее время перспективным направлением для быстрых реакторов считается использование свинцово-висмутового теплоносителя. Прототип реактора такого типа СВБР-100 планируется построить в Димитровграде к 2017 году.