Типы ядерных энергетических реакторов

(разъяснение к столбцу 6 таблицы)

PWR (pressurised water reactor) — энергетический реактор, использующий в качестве замедлителя ядерной реакции и теплоносителя обычную воду. Активная зона реактора набрана из тепловыделяющих сборок, заполненных тепловыделяющими элементами. Вода, проходя снизу вверх через зазоры между тепловыделяющими элементами, охлаждает их и замедляет интенсивность ядерной реакции. Горловина корпуса закрывается герметической крышкой, которая снимается при загрузке и выгрузке тепловыделяющих сборок. В энергетических реакторах этого типа вода находится под давлением. Она курсирует внутри реактора, забирая у него тепло и передавая эту тепловую энергию во внешний водный контур. В теплообменнике физического контакта радиоактивной воды из реактора и воды-теплоносителя из внешнего контура не происходит, что позволяет сохранить радиационную безопасность. Вода внешнего контура, превращаясь после теплообмена в пар, крутит паровую турбину, которая и вырабатывает электроэнергию. Для того, чтобы пар снова превратился в воду и опять был способен получить тепло от водного контура реактора, его охлаждают и конденсируют. Именно поэтому непременной деталью любой АЭС являются башни-градирни, выпускающие излишки пара в атмосферу.

Использование воды в качестве теплоносителя и замедлителя в ядерных установках  дает ряд преимуществ:

— технология производства таких реакторов хорошо изучена и отработана;

— вода, обладающая хорошими теплопередающими свойст­вами, относительно просто и с малыми затратами мощности перекачивается насосами;

— дешевизна и общедоступность воды;

— реактор предохраняется от произвольного увеличения мощности;

— данная конструкция реактора позволяет создавать энергетические блоки мощностью до 1600 МВт (этот потолок мощности определяется возможностью транспортировки корпуса реактора по железной дороге, реактор большей мощности имеет линейные размеры, делающие его нетранспортабельным).

Вместе с тем у данного типа реакторов имеются и недостатки:

— вода при аварийных ситуациях взаимодействует с ураном и его соединениями (корродирует), поэтому тепловыделяющие элементы должны снабжаться антикоррозионными покрытиями (обычно сделанными из циркония), самая высокая интенсивность коррозии многих металлов в воде происходит при температуре выше 300 °С;

— возможность аварии с вытеканием радиоактивного теплоносителя.

ВВЭР (водо-водяной ядерный реактор) — аналог реактора PWR, использовавшийся в СССР и применяющийся в современной России и других бывших союзных республиках. Чаще всего эксплуатируется энергетический реактор ВВЭР-1000, имеющий электрическую мощность 1000 МВт.

PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный ядерный реактор. Этот тип реактора в качестве теплоносителя и замедлителя использует тяжелую воду (D₂O). Из-за того, что дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс, что позволяет использовать в качестве топлива природный (необогащенный) уран. В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается большей стоимостью сооружения энергоблока и большей ценой теплоносителя. Наиболее последовательными сторонниками применения данного типа реакторов являются Канада и Индия.

BWR (boiling water reactor — кипящий ядерный реактор) — энергетический ядерный реактор, в котором вращающую электротурбину пароводяную смесь получают непосредственно в активной зоне, водяного контура-«посредника» нет.

В АЭС с некипящими реакторами температура воды в первом (внутреннем) контуре ниже температуры кипения. Насыщенный водяной пар при температуре до 330 °C вырабатывается во втором (внешнем) контуре. В кипящих реакторах пароводяную смесь получают в активной зоне при температуре 280 °C. Кипящие реакторы обладают рядом достоинств по сравнению с некипящими. Прежде всего, в кипящих реакторах энергоблок работает при более низком давлении, а в схеме АЭС нет парогенератора. Кроме того, здесь нет принципиальных ограничений на размер активной зоны; кипящие реакторы обладают высокой ремонтопригодностью, возможностью замены топлива без остановки реактора, им свойственно более равномерное и глубокое выгорание топлива. Но при этом реакторы такого типа считаются менее безопасными из-за возможных неустойчивых режимов работы и опасных для конструкции реактора и обслуживающего персонала колебаний его мощности.

Замедлителем ядерной реакции в кипящих реакторах выступает графит. В случае необходимости графитовые стержни опускаются в активную зону и начинают поглощать нейтроны, замедляя реакцию. Снижение поглощения нейтронов с применением конструкционных материалов дает возможность использовать более дешевое ядерное топливо с низким обогащением урана.

РБМК (реактор большой мощности канальный) — основной тип кипящего реактора, использующийся в странах, образовавшихся на пространстве СССР. Такие реакторы были установлены на Чернобыльской АЭС и после аварии на ней в апреле 1986 г. стали в обиходе называться «реакторами чернобыльского типа».

Побудительным мотивом разработки РБМК явилось желание использовать в атомной энергетике накопленный в СССР большой опыт промышленных канальных реакторов и расширить производственную базу атомной энергетики благодаря отказу от сложных в изготовлении и дорогих корпусов реакторов и парогенераторов. Первый энергоблок с реактором РБМК был запущен в 1973 г. на Ленинградской АЭС. Новейший реактор РБМК, создающийся для 5-го энергоблока Курской АЭС, строится с учетом негативного опыта чернобыльских событий.

БН— реактор на быстрых нейтронах. Ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией более 105 электронвольт. В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжелые материалы. 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 реакторов других типов. 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.

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960—1980-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. В настоящее время в промышленном режиме на АЭС работают три реактора на быстрых нейтронах (в России, Франции и Японии).

GCR (gas cooled reactor), AGR(advanced gas-cooled reactor) —газоохлаждаемый и усовершенствованный газоохлаждаемый реакторы. Эти типы реакторов в качестве замедлителя цепной реакции используют графит, а в качестве охладителя — углекислый газ (CO₂), а иногда и гелий. Теплоносителем здесь также выступает вода. В реакторах этих типов допустимо использование природного (необогащенного) урана.