Первый ядерный уран-графитовый реактор на тепловых нейтронах
был построен в 1942 в США под руководством Э.Ферми. В СССР аналогичный реактор
был построен в 1946 под руководством И.В. Курчатова. Кипящие
реакторы по исполнению могут быть корпусными и канальными
Канальный кипящий графитовый реактор, РБМК Реактор
работает на тепловых нейтронах, в качестве теплоносителя используется обычная
вода (гетерогенный реактор). Основные технические характеристики
РБМК следующие. В самом общем виде реактор представляет собой цилиндр составленный
из графитовых блоков, помещенный в бетонную шахту. Диаметр, этого цилиндра, около
12 м, а высота около 8 м. Реактор окружен боковой биологической защитой в виде
кольцевого бака с водой. Этот цилиндр пронизывают 1693 топливных канала, представляющих
собой трубки из сплава циркония диаметром 88 мм и толщиной 4 мм. В топливном канале
устанавливается тепловыделяющая сборка (ТВС). Активная зона реактора - вертикальный
цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров. По периферии активной зоны,
а также сверху и снизу расположен боковой отражатель -сплошная графитовая кладка
толщиной 0.65 метра Реактор размещен в бетонной шахте размером
21,6*21,6*25,5 м. Сверху и снизу расположены специальные плиты, обеспечивающими
биологическую защиту (во время работы реактора, по его крышке («пятаку» реактора)
можно ходить Тепловыделяющая сборка (ТВС) и технологический
канал - раздельные узлы -индивидуальные тракты подвода и отвода теплоносителя
Характерная особенность канальных реакторов - возможность регулирования и контроля
расхода теплоносителя по каждому каналу. Теплоноситель,
вода, движется в каналах с низу в верх, омывая ТВС и снимая тепловую энергию.
Подвод теплоносителя осуществляется к каждому каналу, существует возможность регулировать
расход воды через канал. Второй тепловой контур. Барабан
сепаратор, забирая тепловую энергию вместе с паром из первого контура, где он
является потребителем, отдает ее во второй контур. Следовательно, он является
источником тепловой энергии для второго теплового контура. Развитие ядерной
индустрии в СССР Курчатовский институт официально
отделяется от министерства и получает статус Российского научного центра.
Водо-водяной
реатор, ВВЭР
Реакторы водо-водяного типа с обычной
(«легкой») водой под давлением нашли широкое развитие в России. Весьма привлекательны
дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность
в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного
урана. Реактор ВВЭР-1000 представляет собой второе поколение легководных реакторов
большой мощности. Электрическая мощность энергоблоков составляет 1000 МВт. 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 В корпусном кипящем реакторе активная зона размещена
в высокопрочном, толстостенном стальном баке Твелы реактора
собирают в тепловыделяющие сборки
Начнем с анализа наиболее принципиальных
различий: 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 в непосредственно в активной
зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура.
Реакторы на быстрых нейтронах
В США венгерским
ученым Л.Сцилардом в январе 1943 была высказана идея о расширенном воспроизводстве
ядерного горючего. Первый промышленный бридер — экспериментальный реактор (тепловая
мощность 0,2 МВт) был введен в действие 20.12.1951 в ядерном центре в Айдахо,
США. Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнен
многими неотработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и
нерешенными вопросами оптимальной организации ядерного топливного цикла, который
должен базироваться на плутонии и может быть только замкнутым с очень коротким
(до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива
и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива). Ядерный
реактор БН-600 выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой
активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и
промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора Активная
зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства
(бланкетом), заполненными воспроизводящим материалом — обедненным ураном, содержащим
99,7 - 99,8 % 238U
Сравнение различных типов энергетических
ядерных реакторов
Промышленные реакторы В СССР
промышленные (военные) уран-графитовые реакторы с высокими потоками тепловых нейтронов
использовались для наработки оружейного плутония и других делящихся нуклидов.
Попутно решались ещё две задачи: получение электроэнергии и снабжение теплом близлежащие
населенные пункты (В США военные реакторы применяли исключительно для наработки
оружейного плутония). Время удвоения - время, в течение
которого количество делящегося материала, первоначально загруженного в реактор,
удваивается в процессе расширенного воспроизводства).
Графитовые
тепловые реакторы Исторически первыми промышленными реакторами – наработчиками
плутония – были канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем
и прямым проточным водным охлаждением (Аналогом такого реактора является реактор
энергетический РБМК, чернобыльского типа).
Легководные
реакторы Существуют и промышленные реакторы – наработчики плутония, функционирующие
на обычной воде (правда глубоко очищенной от примесей). Примером может служить
реактор «Руслан», пущенный на «Маяке» в 1985.
Исследовательские
ядерные реакторы Под исследовательским реактором подразумевается ядерный реактор.
предназначенный для получения и использования нейтронов и ионизирующего излучения
в исследовательских и других целях, для чего на нем могут применятся экспериментальные
устройства. В российских (советских) реакторах использовалось топливо
трех различных поколений. Степень обогащения повышалась, чтобы достигнуть
большей мощности и больших потоков нейтронов.
Исследовательские реакторы
мощностью до 20 МВт, предназначенные для физических исследований,
учебных целей и производства радиоактивных изотопов. Реактор
БОР-60 – опытный реактор на быстрых нейтронах, смонтированный в Институте
атомных реакторов (г. Димитровград, 1969). Реактор является уникальной многоцелевой
установкой, предназначенной для решения проблем реакторов на быстрых нейтронах
с натриевым теплоносителем и ядерных энергетических установок других типов, в
том числе с термоядерными реакторами, а также для проведения исследований, необходимых
в различных областях науки и техники. Активная зона реактора
объемом около 50 л помещена в тяжеловодный отражатель и представляет собой компактный
интенсивный источник нейтронов деления мощностью 100 МВт.
Деаэратор
- устройство, предназначенное для удаления растворенных в воде кислорода и агрессивных
газов (СО2, НNО3 и др.), способствующих интенсивной коррозии стенок парогенераторов,
трубопроводов, теплообменников и прочего оборудования АЭС.
Система контроля
целостности технологических каналов (КЦТК) - осуществляет контроль влажности
и температуры в области между кладкой и технологическими каналами (ТК) реактора
РБМК. При обнаружении аварии реактор останавливают и заменяют аварийный канал.
Аварийная защита настолько эффективна, что в случае аварии
полностью глушит реактор и, в отличие от предыдущего поколения реакторов, поддерживает
его в заглушенном состоянии без применения растворов борной кислоты.
Реаторы
третьего поколения ВВЭР-1500
Реакторы РБМК-1000
были успешно модернизированы в реакторы РБМК-1500 (1500 МВт электрической мощности),
которые были установлены и успешно эксплуатируются на Игналинской АЭС (Литва).
В последние годы был разработан проект увеличения мощности реактора ВВЭР-1000,
путем превращения его в реактор ВВЭР-1500. Этот реактор предназначен для энергоблоков
АЭС нового поколения.
Многопетлевой кипящий энергетический реактор МКЭР-800
Развитием канальных реакторов является многопетлевой кипящий энергетический
реактор электрической мощностью 800 МВт (МКЭР-800)
Проектируемые
реакторы В настоящее время функционирует Международный проект «Generation
IV» в рамках программы «Ядерно-энергетические системы IV поколения» направленный
на разработку реакторов IV поколения. В России в Физико-энергетическом
институте (г.Обнинск) разработана общая концепция ADS с двумя областями бланкета
- внутренний бланкет с быстрым спектром нейтронов (F-бланкет) и внешний – с тепловым
спектром нейтронов (T-бланкет).
Неводные теплоносители
Одним из основных вредных факторов воздействие АЭС (как и обычных тепловых
станций) на окружающую среду является тепловое загрязнение. Естественная радиационная
безопасность обеспечена: использованием высококипящего (Ткип=2024К), радиационно
стойкого и слабо активируемого свинцового теплоносителя, химически пассивного
при контакте с водой и воздухом, что позволяет осуществлять теплоотвод при низком
давлении и исключает пожары, химические и тепловые взрывы при разгерметизации
контура, течах парогенератора и любых перегревах теплоносителя Сочетание природных
свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик
быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения
выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной
безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств
аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих
и проектируемых реакторов
Безопасный быстрый реактор
РБЕЦ Поиск безопасного и экономичного быстрого реактора-бридера – одна из
важнейших задач при разработке и оптимизации структуры будущей крупномасштабной
ядерной энергетики. Большое отношение шага решетки к диаметру твэл обеспечивает
большую площадь проходного сечения для потока теплоносителя
и малое гидравлическое сопротивление активной зоны. Топливная
таблетка с центральным отверстием диаметром 1,2 мм и с внешним диаметром 7,9
мм состоит из смешанного уран-плутониевого окисного топлива с плотностью 9,03
г/см3
«Вечный» реактор В США спроектирован ядерный
реактор, не требующий остановок для перезарядки топлива. Топливо в таком реакторе
выполнено в виде бильярдных шаров, циркулирующих через установку.
Дисковый
реактор Конструкция импульсного реактора на быстрых нейтронах состоит из подвижной
и неподвижной частей. При их соединении на короткое время возникает слабая надкритичность
и развивается в дозированном количестве цепная реакция. Смешение
зон дает следующие преимущества: Организация замкнутого цикла внутри реактора,
без обращения к заводам для его переработки. Однако переменность мощности реактора,
а также темп энерговыделения могут оказаться технически неприемлемыми
Реактор,
устойчивый к нарушению теплосъема Возможность инцидентов
аварийного типа связано не только с неконтролируемым развитием цепной ядерной
реакции, но и с нарушениями теплосъема, приводящими к быстрому перегреву реактора
Тепловой
реактор с внутренней безопасностью Наилучший ядерный цикл
осуществляется в реакторах на быстрых нейтронах. Обращение к тепловым реакторам
оправдано их хорошей освоенностью. Из всех известных тепловых реакторов лучшим
нейтронным балансом обладает тяжеловодный (D2O) реактор типа канадского «Саndu»,
использующий в качестве топлива природный (необогащенный) уран
Комбинированный
двухкаскадный реактор (реактор в реакторе) состоит из внутренней центральной
части, представляющей собой быстрый, но маломощный критический реактор, и окружающей
его внешней оболочки (бланкета), представляющей собой внешний подкритический реактор
(в качестве замедлителя используется тяжелая вода).
Гибридный
реактор. Развитие идеи комбинированного реактора привело к созданию концепции
гибридного реактора, сочетающего источник нейтронов и подкритический реактор.
Источником нейтронов может быть смесь альфа-излучателя с беррилием, ускоритель
(протонов, дейтронов, электронов и т.п.), плазменная или термоядерная установка.
Тепловой
реактор и термояд Источником нейтронов может быть установка, в которой протекает
реакция термоядерного синтеза. Целесообразность использования термоядерной энергии
определяется величиной коэффициента усиления, т.е. отношением выделившейся энергии
к энергии, затраченной на возбуждение термоядерной реакции.
Погружающийся реактор Автоматический режим поддержания критического состояния
создает предпосылки для экзотических проектов. Поскольку уран – металл тяжелый,
нетрудно вообразить себе реактор с удельным весом, превышающим средний удельный
вес пород у поверхности Земли.
Энергетическая установка
ГТ-МГР (Тепловая мощность ГТ-МГР 600 МВт, электрическая - 285 МВт, расчетный
срок службы реактора - 60 лет) состоит из связанных воедино двух блоков: модульного
высокотемпературного реактора (МГР) и газотурбинного преобразователя энергии прямого
цикла (ГТ). Топливные блоки активной зоны содержат стержни
выгорающего поглотителя на основе окиси эрбия (Er2O3) с естественным содержанием
изотопов. Поглотитель служит для двух целей: компенсации запаса реактивности и
обеспечение отрицательного температурного коэффициента реактивности. Концепция
проекта ГТ-МГР основывается на четырех современных технологиях: модульных
гелиевых реакторах с характерным для них высоким уровнем естественной безопасности;
высокоэффективных газовых турбинах, разработанных для авиации и электростанций;
электромагнитных подшипниках; высокоэффективных компактных пластинчатых прямотрубных
оребренных теплообменниках.
Реакторы средней мощности
Корпусной
реактор ПРБЭР-600 с интегральной компоновкой Интегральная
компоновка реакторной установки (РУ) привносит дополнительные, качественно новые
возможности для повышения безопасности АС, которых нет в двух других схемах, но
ее применение оправдано только при высокой надежности, отработанности внутриреакторного
оборудования. Примером интегральной компоновки может служить реактор ВПБЭР.
ВВЭР-640
(В-407) Реакторная установка В-407 является составной частью АЭС нового поколения
средней мощности с повышенным уровнем безопасности по сравнению с предыдущими
серийными АЭС с отечественными реакторами ВВЭР и зарубежными действующими реакторами
PWR при высоком уровне надежности и экономичности.
Малые
реакторы Капсулированный реактор Американское министерство энергетики (DOE)
проектирует капсулированный ядерный реактор, который можно будет продавать в любую
развивающуюся страну мира, поскольку он будет надежно защищен от несанкционированного
вскрытия.
АРГУС – типичный представитель малых
лабораторных реакторов, предназначенный для проведения ядерно-физического анализа
и технологического контроля.