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.
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
зонаразмещена 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 целостноститехнологических
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.
Реакторы 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.