Классификация ядерных реакторов

Ядерный реактор является основной частью АЭС, это источник тепла для выработки электроэнергии. Так, например, 0,5 г ядерного топлива по произ­водству энергии эквивалентно 15 вагонам угля, который к тому же при сгорании выбрасывает в атмосферу огромное количество канцерогенных веществ.

При делении ядер урана примерно 83% энергии преобразуется в кинетическую энергию продуктов деления; 3% связано с энергией гамма- излучения и 3% энергии уносится образующимися при делении нейтронами. Остальные 11% энергий выделяются постепенно в процессе радиоактивного распада ядер нуклидов, образующихся при делении.

Ядерные реакторы классифицируют: по назначению, по конструктивному устройству (по составу и размещению ядерного горючего), по характеру физических процессов и по многим другим признакам.

По назначению различают следующие реакторы:

* экспериментальные (критическая сборка), для изучения различных физических величин необходимых для проектирования и эксплуатаций ядерных реакторов;

* исследовательские - для исследований в области ядерной физики, физики твердого тела, радиационной химии, биологии и др.;

* изотопный - для получения изотопов, в т.ч. плутония и дейтерия для военных целей;

* энергетические - для производства электрической и тепловой энергии, опреснения морской воды, в силовых установках транспортных систем.

По конструктивному устройству могут быть:

* гетерогенные, в которых твердое топливо помещено в защитную оболочку (ТВЭЛ), предохраняющая его от воздействия теплоносителя. Топливо распре­делено в активной зоне реактора дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов. Наличие тепловыделяющих элементов (сборок, кассет, рабочих каналов) - является признаком гетерогенности ядерных реакторов, которые работают на тепловых или на быстрых нейтронах;

* гомогенные, в которых активная зона представляет собой гомогенную (однородную) смесь ядерного топлива с замедлителем. При этом ядерное топливо может быть в виде раствора солей в обычной или тяжелой воде или в диспергированном виде в твердом замедлителе (например, графите) или в газообразной форме,

Тепло, выделяемое в активной зоне, отводится теплоносителем (водой, газом и др.), который циркулирует по трубам, пронизывающим активную зону, или гомогенная смесь горючего с замедлителем непосредственно отводится из активной зоны. Признаком гомогенности реактора является отсутствие тепловыделяющих элементов. Вследствие значительных технологических и конструктивных трудностей он» не получили широкого распространения и применяются только в экспериментальных целях.

По характеру физических процессов реакторы бывают ядерные и термоядерные.

В ядерных реакторах, используется принцип управляемой цепной реакции ядерного деления тяжелых ядер атомов урана и его изотопов, сопровождающаяся выделением тепловой энергии. Существуют ядерные реакторы на тепловых (медленных) и быстрых нейтронах.

В тепловых ядерных реакторах для увеличения вероятности поглощения нейтронов ядрами атомов топлива, используют специальные замедлители (обычная или тяжелая вода, графит, гелий, двуокись углерода и др.). К ним относят: водо-водяные (ВВЭР), граффито-водяные (РБМК), высокотемпературные с гелиевым охлаждение (ВТГР) реакторы. В реакторах на тепловых нейтронах используется до 5% ядерного топлива.

Реакторы на быстрых нейтронах (БН) без замедлителя называют реакторами-размножителями (бридерами), в которых обеспечивается воспроизводство ядерного топлива. Стержни урана-238 помещают в зону воспроизводства (кольцом охватывающую активную зону). Здесь из-за воздействия нейтронов часть атомов U-238 превращается в атомы Рu-239. Если эту смесь поместить в активную зону, то при её «сгорании» получается «оружейный» плутоний за счет обогащения природного урана. Эти циклы можно повторять несколько раз и получать энергии в 40 раз больше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Эти реакторы используют до 55% ядерного топлива, работают при более низком давлении, дают меньше радиоактивных отходов, способны уничтожать высвобождающийся при разоружении плутоний, т.е. они «всеядны». Однако они имеют серьезный недостаток: от воздействия быстрых нейтронов происходит «ослабление» металла (сталь набухает и становится хрупкой).

В термоядерных реакторах используется принцип управляемого термоядерного синтеза легких атомов (дейтерия, трития, лития), который возможен при температурах свыше 10⁵ °К. К таким реакторам относят систему ТОКАМАК (тороидальная камера с магнитным полем), в которой создается и поддерживается высокотемпературная плазма за счет электромагнитного поля. В других системах (в открытых магнитных ловушках) - плазма нагревается электронным пучком и удерживается в продольном направлении за счет электростатического потенциала. Термоядерные реакторы находятся в стадии разработок и в единичных экспериментальных вариантах.

Основу действующих реакторов в Украине составляют водо-водяные энергетические реакторы типа ВВЭР-1000 - 13шт и ВВЭР-440 - 2шт (на Ровенской АЭС), на ЧАЭС - были построены ураново-графитовые канальные реакторы большой мощности типа РБМК-1000 - 4шт (один - аварийный, а три реактора остановлены и выведены из эксплуатации). Цифрами 1000 и 440 обозначается электрическая мощность реактора в МВт (мегаватт).