Атомные реакторы, спроектированные и построенные в СССР

Перечень по типам стационарных энергетических установок, которые применяются на атомных электростанциях.

1 Графито-водные реакторы

2 Легководные реакторы (корпусные ВВЭР)

3 Реактор КЛТ-40С для плавающей АЭС

4 Реакторы на быстрых нейтронах

Графито-водные реакторы

ЭГП-6 (4-е блока на Билибинской АЭС)

АМБ-100 (1-й блок Белоярской АЭС)

АМБ-200 (2-й блок Белоярской АЭС)

ЭИ-2 (Сибирская АЭС) — промышленный реактор

АДЭ-3-5 (Сибирская АЭС) — промышленный реактор

РБМК — реактор большой мощности канальный.

РБМК-1000 (Ленинградская им. В. И. Ленина, Курская, Чернобыльская, Смоленская)

РБМК-1500 (Игналинская АЭС Литва)

РБМКП-2400 (Разрабатывался; отличительная особенность — перегретый пар до 450 °C; активная зона имеет форму параллелепипеда; в пароперегревательных каналах уран с обогащением до 2,2 %, сплав оболочек ТВЭЛов заменён на нержавеющую сталь)

МКЭР-1500 (Проект; Особенности — Защитная гермооболочка, КПД — 35,2 %, срок службы 50 лет, обогащение 2,4 %, Расход природного урана — 16,7 г/МВт·ч(э). См. Описание реактора МКЭР-1500

Реактор КЛТ-40С для плавающей АЭС

Разработан на основе реакторной установки КЛТ-40С используемой на российских ледоколах. В настоящее время плавучая АЭС строится в Санкт-Петербурге. Планируется построить несколько АЭС, для удалённых заполярных городов и в качестве опреснительных установок на экспорт. Проект

Согласно проекту, плавучая атомная станция малой мощности (АСММ) состоит из гладкопалубного несамоходного судна с двумя реакторными установками КЛТ-40С ледокольного типа, разработанными ОАО «ОКБМ им. Африкантова». Длина судна — 144 метра, ширина — 30 метров. Водоизмещение — 21,5 тысячи тонн.

Плавучая станция может использоваться для получения электрической и тепловой энергии, а также для опреснения морской воды. В сутки она может выдать от 40 до 240 тысяч тонн пресной воды.[1]

Установленная электрическая мощность каждого реактора — 35 МВт, тепловая мощность — 140 гигакалорий в час. Срок эксплуатации станции составит минимум 36 лет: три цикла по 12 лет, между которыми необходимо осуществлять перегрузку активных зон реакторных установок.

Планируемые места размещения

Певек Чукотского АО — планируется.[2]

ЗАТО Вилючинск на Камчатке — планируется.[3]

Республика Кабо-Верде (Острова Зелёного Мыса) — на стадии консультаций.[4]

Строительство газовых месторождений на Таймыре. Возможный заказчик ОАО «Газпром».[5]

Возможна эксплуатация АСММ этого проекта в других странах с труднодоступными территориями — например, в Канаде, Индонезии и др.

Реакторы на быстрых нейтронах

БН-350 (Мангистауский Атомный Энергокомбинат, г. Актау, Казахстан) — в настоящее время остановлен)

БН-600 (3-й блок на Белоярской АЭС)

БН-800(880) (строящийся 4-й блок на Белоярской АЭС)

Принцип действия

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO2 и пр.) и теплоносителя. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах оправданно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно бо́льшую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготовляют из тяжёлых материалов: 238U, 232Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.

Мощность реактора регулируется подвижными тепловыделяющими сборками, ТВЭЛами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах более эффективен как регулятор подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов. Если слой отражателя удалять из реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса, и наоборот. Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной.

Выбор конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах практически не ограничивается сечением поглощения, так как эти сечения в области быстрых энергий у всех веществ очень малы по сравнению с сечением деления. По этой же причине захват нейтронов продуктами деления мало влияет на загрузку ядерного топлива в реактор.

Реакторы на быстрых нейтронах

В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах как правило используется жидкометаллический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или эвтектический сплав свинца с висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались расплавы солей (фториды урана), однако их применение было признано бесперспективным.

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960—80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, СССР и ряде европейских стран. К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат[источник не указан 981 день].

2009 год стал последним в долгой карьере французского быстрого натриевого реактора «Феникс» (Phénix). Теперь в мире осталась единственная страна с действующим быстрым энергетическим реактором — это Россия и реактор БН-600, 3-й энергоблок Белоярской АЭС[1][2]. Интерес к этому направлению проявляют азиатские страны (Индия, Япония, Китай, Южная Корея). В Индии ведётся строительство демонстрационного быстрого натриевого реактора PFBR-500 мощностью 500 МВт (эл.), пуск которого намечен на 2013 год. На следующем этапе Индия планирует построить малую серию из четырёх быстрых реакторов той же мощности.

8 мая 2010 года в Японии, после четырнадцатилетнего перерыва в работе, вызванного пожаром в 1995 году, когда произошла утечка 640 килограммов металлического натрия, впервые вывели в критическое состояние реактор «Мондзю». Пуско-наладочные работы для ввода его в эксплуатацию, частью которых являлись серии экспериментальных выводов реактора на минимально-контролируемый уровень, планировалось завершить в 2013 году. Однако в августе 2010 года при работах по перегрузке топлива в корпус реактора сорвался узел системы перегрузки топлива — 12-метровая металлическая труба весом 3,3 тонны, которая утонула в натрии. Почти сразу было объявлено, что продолжение наладочных работ, а соответственно и пуск, откладывается на 1—1,5 года.[3][4][5][6][7]. 27 июня 2011 года утонувшая деталь была извлечена из реактора Мондзю. Для извлечения детали специалистам пришлось разобрать верхнюю часть реактора. Сам подъем трехтонной конструкции на поверхность занял восемь часов.[8]. Дальнейшие перспективы Мондзю туманны: неизвестно, будет ли он запущен вообще когда-либо, или проект закроют, во всяком случае в текущем финансовом году, который заканчивается 31 марта 2013, денег на запуск Мондзю не выделено[9].

Ртуть первоначально казалась перспективным теплоносителем. Это тяжелый металл, поэтому плохо замедляет нейтроны, спектр такого реактора очень быстрый, и коэффициент воспроизводства велик. Ртуть — жидкость при комнатной температуре, что упрощает конструкцию (не нужен подогрев жидкометаллического контура для пуска), кроме того, планировалось направлять пары ртути непосредственно в турбину, что гарантировало очень высокий кпд при относительно низкой температуре. Для отработки ртутного теплоносителя был построен реактор БР-2 тепловой мощностью 100 кВт. Однако, реактор проработал меньше года. Главным недостатком ртути являлась её высокая коррозийная активность. За пять месяцев ртуть буквально растворила первый контур реактора, постоянно возникали течи. Другими недостатками ртути являются токсичность, дороговизна, большие затраты энергии на перекачку. В результате ртуть была признана бесперспективным теплоносителем. Уникальной особенностью БР-2 стал также выбор топлива — металлический плутоний (сплав σ-фазного плутония с галлием). Уран использовался только в зоне воспроизводства.[10][11]