КЛАССИФИКАЦИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

1.5 По характеру использования:

В Экспериментальные реакторы,предназначенные для изучения различныхфизических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.

В Исследовательские реакторы,в которых потоки нейтронов игамма-квантов,

создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядернойфизики, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.

В Изотопные (оружейные, промышленные) реакторы,используемые длянаработки изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например ²³⁹Pu; в медицине.

В Энергетические реакторы,предназначенные для получения электрической итепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей, самолётов и космических аппаратов^[3], в производстве водорода и металлургии и т. д. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт.

По спектру нейтронов:

• Реактор на тепловых(медленных)нейтронах («тепловой реактор»)

• Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

• Реактор на промежуточных нейтронах

• Реактор со смешанным спектром

По размещению топлива:

1.2.0. Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;

1.2.1. Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющимисборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.

8. Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах(1-

управляющий стержень, 2 – биологическая защита, 3 – теплоизоляция, 4 – замедлитель, 5

– ядерное топливо, 6 – теплоноситель).

9. По виду топлива:

• изотопы урана 235 и 233 (²³⁵U и ²³³U)

• изотоп плутония 239 (²³⁹Pu)

• изотоп тория 232 (²³²Th) (посредством преобразования в ²³³U)

По степени обогащения:

• Естественный уран(0,71% составляет U-235; 99,29% - U-238)

• Слабо обогащённый уран ( до 1,5%)

• Чистый делящийся изотоп

По химическому составу:

• металлический U

• UO₂ (диоксид урана)

• UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя:

• H₂O (вода, ВВЭР)

• Газ, ( Графито-газовый реактор)

• D₂O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)

• Реактор с органическим теплоносителем

• Реактор с жидкометаллическим теплоносителем

• Реактор на расплавах солей

• Реактор с твердым теплоносителем

10. По роду замедлителя:

С (графит, Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)

• H₂O (вода, Легководный реактор, ВВЭР)

• D₂O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU) : У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита, вследствие чего такие реакторы работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. Но добывать тяжелую воду очень дорого)

• Be, BeO

• Гидриды металлов

• Без замедлителя ( Реактор на быстрых нейтронах)

11. По конструкции:

• Корпусные реакторы (активная зона имеет общий защитный корпус, который выдерживает давление теплоносителя, текущего общим потоком)

• Канальные реакторы (теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно; корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, а это давление несёт каждый отдельный канал)

По способу генерации пара:

• Реактор с внешним парогенератором (ВВЭР)

• Кипящий реактор

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

По наличию защитного контура:

• Один (РБМК)

• Два (ВВЭР)

По форме активной зоны:

• Форма цилиндра

• Параллелепипеда

• Шара

ВВЭР--это реактор,использующий в качестве замедлителя итеплоносителя обычную (лёгкую) воду. ВВЭР относится к корпусно́муя́дерному реа́ктору, активная зона которого находится внутри толстостенного цилиндрического корпуса. Корпусные реакторы выполняют с водой под давлением и кипящими. Активная зона ВВЭР набрана из тепловыделяющих сборок (ТВС), заполненных пластинчатыми или цилиндрическими тепловыделяющими элементами (ТВЭЛами). В активной зоне располагается ядерное топливо (делящееся вещество), протекает цепная реакция и выделяется основная часть тепла. Корпус тепловыделяющей сборки изготовляют из листового материала (алюминия, циркония), слабо поглощающего нейтроны . Сборки размещают в цилиндрической клетке, которая вместе со сборками помещается в корпус реактора. Теплоноситель передает возникающее в активной зоне тепло непосредственно парогенераторам или теплообменникам. Для поддержания и управления цепной реакцией используют поглощающие и управляющие (регулирующие) стержни. Кольцевое пространство между ним и внешней стенкой клетки, заполненное водой, выполняет роль отражателя. Вода, проходя снизу вверх через зазоры между ТВЭЛами, охлаждает их. Таким образом, она выполняет роль теплоносителя, замедлителя и отражателя . Корпус реактора рассчитывается на прочность , исходя из давления воды. Горловина корпуса закрывается герметической крышкой, которая снимается при загрузке и выгрузке тепловыделяющих сборок.

15.ВВЭР имеет два контура.Первый контур,реакторный,полностью изолирован отвторого, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу . Циркуляционные насосы прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру, закипание не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генеруемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

Достоинства ВВЭР:

в Использование воды обеспечивает безопасность эксплуатации реактора.

в Технология изготовления таких реакторов хорошо изучена и отработана.

в Использование воды в качестве и теплоносителя, и замедлителя в ядерных установках.

в Вода, обладая хорошими теплопередающими свойствами, относительно просто и с малыми затратами мощности перекачивается насосами. (При одинаковых условиях

коэффициент теплопередачи для тяжёлой воды на 10 % больше по сравнению с коэффициентом теплопередачи для лёгкой воды).

• Использование воды в качестве теплоносителя позволяет осуществить непосредственную генерацию пара в реакторе (кипящие реакторы). Лёгкая вода используется также для организации пароводяного цикла во вторичном контуре.

• Невоспламеняемость и невозможность затвердевания воды упрощает проблему эксплуатации реактора и вспомогательного оборудования.

• В реакторах с водяным теплоносителем-замедлителем при соответствующей конструкции активной зоны можно достичь отрицательного температурного коэффициента реактивности, что предохраняет реактор от произвольного разгона мощности.

• Корпусные реакторы имеют защитную оболочку, выполнить которую для канальных реакторов не представляется возможным из-за большой разветвлённости труб реакторного отделения.

• Позволяет создавать блоки мощностью до 1600 МВт.

Недостатки ВВЭР:

• Требуют высокообогащенного урана.

• Наличие сложного в изготовлении и габаритного герметичного корпуса, т.к. давление в первом контуре может доходить до 160 атм (ВВЭР-1000).

• Невозможность частичной перегрузки тепловыделяющих сборок, то есть для замены топлива требуется полная остановка реактора, дренирование теплоносителя, демонтаж системы привода стержней, снятие крышки реактора.

• Вода взаимодействует с ураном и его соединениями (коррозирует) при аварийных ситуациях, поэтому тепловыделяющие элементы должны снабжаться антикоррозионными покрытиями (обычно цирконий).

• Возможность аварии с вытеканием теплоносителя и необходимость средств для её компенсации.

Кана́льный я́дерный реа́ктор—ядерный реактор,активная зонакоторого представляет собой набор т. н. технологических каналов, расположенных в массе замедлителя. Каждый канал представляет собой герметичную конструкцию, в которой заключено ядерное топливо, системы управления и защиты, а также каналы для прокачки теплоносителя. Технологические каналы не зависят друг от друга и допускают замену без остановки реактора. Примером данного вида реактора является канальный кипящий реактор марки Реактор большой мощности канальный (РБМК)

РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину . Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов.

20. Преимущества РБМК:

• Отсутствие общего герметичного корпуса высокого давления, и, как следствие, нет ограничений на размер активной зоны и мощность реактора.

• Перезагрузка топлива без остановки.

• Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР.

Недостатки РБМК:

• Присутствие в активной зоне большого количества конструкционных материалов, поглощающих нейтроны.

• Теоретически: необходимость использования ядерного топлива с высоким обогащением. На практике: в связи со спецификой используемых замедлителей, корпусные ВВЭР требуют бо́льшегообогащения, чем канальные РБМК.

• Положительный температурный коэффициент реактивности, который, при неправильной эксплуатации, может привести к неконтролируемому увеличению мощности. Данный недостаток стал одной из причин аварии на Чернобыльской АЭС.

Таким образом наиболее принципиальные различия: ВВЭР — корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК-- канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов также разные. Для безопасности реактора имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности - его можно образно представить как величину, показывающую, как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный , то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую - произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение , приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду. Следовательно, при возникновении нештатных ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активной зоны реактора. Данное последствие очень опасно, так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложение ее на водород и кислород, образующих крайне взрывчатый гремучий газ, при взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива и графита в окружающую среду. Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС. Поэтому в реакторе РБМК как нигде важна роль защитных систем, которые будут или предотвращать разгон реактора, или экстренно его охлаждать в случае разгона, гася подъем температуры и вскипание теплоносителя. Современные реакторы типа РБМК оборудованы достаточно эффективными подобными системами, практически сводящими на нет риск развития аварии (на Чернобыльской АЭС в ночь аварии по преступной халатности в нарушение всех инструкций и запретов были полностью отключены системы аварийной защиты), но о подобной возможности следует помнить. Если подвести итог, то реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала.