Атомные электростанции представляют собой, ядерные установки производящие энергию, соблюдая при этом заданные режимы при определённых условиях. Для этих целей используется определённая проектом территория, где для выполнения поставленных задач используют ядерные реакторы в комплексе с необходимыми системами, устройствами, оборудованием и сооружениями. Для выполнения целевых задач привлекается специализированный персонал.
Все атомные электростанции России
История атомной энергетики у нас в стране и за рубежом
Вторая половина 40 –х гг., ознаменовалась началом работ по созданию первого проекта, предполагающего использование мирного атома для генерации электроэнергии. В 1948 году, И.В. Курчатов, руководствуясь заданием партии и советского правительства, внёс предложение о начале работ по практическому использованию атомной энергии, для вырабатывания электроэнергии.
Спустя два года, в 1950г., неподалёку от посёлка Обнинское, расположенного в Калужской области, был дан старт строительству первой на планете АЭС. Запуск первой в мире промышленной атомной электростанции, мощность которой, составляла 5МВт, состоялся 27.06.1954г. Советский Союз стал первой в мире державой, которой удалось применить атом в мирных целях. Станция была открыта в получившем к тому времени статус города, Обнинске.
Но советские учёные не остановились на достигнутом, ими были продолжены работы в этом направлении, в частности всего четыре года спустя в 1958г., была начата эксплуатация первой очереди Сибирской АЭС. Её мощность в разы превосходила станцию в Обнинске и составляла 100МВт. Но для отечественных учёных и это, не было пределом, по завершению всех работ, проектная мощность станции составила 600МВт.
На просторах Советского Союза, строительство АЭС, приняло по тем временам, массовые масштабы. В том же году, была развёрнута стройка Белоярской АЭС, первая очередь которой, уже в апреле 1964 году снабдила первым потребителей. География строительства атомных станций, опутала своей сетью всю страну, в этом же году запустили первый блок АЭС в Воронеже, его мощность равнялась 210МВт, второй блок запущенный пять лет спустя в 1969 году, мог похвастаться мощностью в 365МВт. бум строительства АЭС, не стихал на протяжении всей советской эпохи. Новые станции, или дополнительные блоки уже построенных, запускались с периодичностью в несколько лет. Так, уже в 1973 году, собственную АЭС, получил Ленинград.
Однако Советская держава не была единственной в мире, кому было под силу осваивать такие проекты. В Великобритании, также не дремали и, понимая перспективность данного направления, активно изучали этот вопрос. Спустя всего два года, поле открытия станции в Обнинске, англичане запустили собственный проект по освоению мирного атома. В 1956г, городке Колдер – Холл британцами была запущенная своя станция, мощность которой, превышала советский аналог и составляла 46МВт. Не отставали и на другом берегу Атлантики, год спустя американцы торжественно запустили в эксплуатацию станцию в Шиппингпорте. Мощность объекта составила 60МВт.
Однако освоение мирного атома таило в себе скрытые угрозы, о которых вскоре узнал весь мир. Первой ласточкой стала крупная авария в Три – Майл – Айленд произошедшая в 1979г., ну а вслед за ней произошла катастрофа поразившая весь мир, в Советском Союзе, в небольшом городе Чернобыле произошла крупномасштабная катастрофа, это случилось в 1986году. Последствия трагедии были невосполнимы, но кроме этого, данный факт, заставил задуматься весь мир о целесообразности использования ядерной энергии в мирных целях.
Мировые светила в данной отрасли, всерьёз задумались о повышении безопасности ядерных объектов. Итогом стало проведение учредительной ассамблеи, которая была организована 15.05.1989г в советской столице. На ассамблее приняли решение о создании Всемирной ассоциации, в которую должны войти все операторы атомных электростанций, её общепризнанной аббревиатурой является WANO. В ходе реализации своих программ, организация планомерно следит за повышением уровня безопасности атомных станций в мире. Однако, несмотря на все приложенные усилия, даже самые современные и на первый взгляд кажущиеся безопасными объёкты, не выдерживают натиска стихий. Именно по причине эндогенной катастрофы, которая проявилась в форме землетрясения и последовавшего за ним цунами в 2011 году произошла авария на станции Фукусима – 1.
Атомный блэкаут
Классификация АЭС
Атомные станции классифицируются по двум признакам, по виду энергии которую они выпускают и по типу реакторов. В зависимости от типа реактора определяется количество вырабатываемой энергии, уровень безопасности, а также то, какое именно сырьё применяется на станции.
По типу энергии, которую производят станции, они делятся на два вида:
Их основной функцией является выработка электрической энергии.
Атомные теплоэлектростанции. За счёт установленных там теплофикационных установок, использующих тепловые потери, которые неизбежны на станции, становится возможен нагрев сетевой воды. Таким образом, данные станции помимо электроэнергии вырабатывают тепловую энергию.
Исследовав множество вариантов, учёные пришли к выводу, что наиболее рациональными являются три их разновидности, которые в настоящее время и применяются во всём мире. Они отличаются по ряду признаков:
- Используемое топливо;
- Применяемые теплоносители;
- Активные зоны, эксплуатируемые для поддержания необходимой температуры;
- Тип замедлителей, определяющий снижение скорости нейтронов, которые выделяются при распаде и так необходимые, для поддержки цепной реакции.
Самым распространённым типом, является реактор, использующий в качестве топлива обогащённый уран. В качестве теплоносителя и замедлителя здесь используется обыкновенная или лёгкая вода. Такие реакторы называют лёгководными, их известно две разновидности. В первом, пар служащий для вращения турбин, образуется в активной зоне, называемой кипящим реактором. Во втором, образование пара происходит во внешнем контуре, который связан с первым контуром посредством теплообменников и парогенераторов. Данный реактор, начали разрабатывать в пятидесятых годах прошлого столетия, основой для них, были армейские программы США. Параллельно, примерно в эти же сроки, в Союзе разработали кипящий реактор, в качестве замедлителя у которого, выступал графитовый стержень.
Именно тип реактора с замедлителем данного типа и нашёл применение на практике. Речь идёт о газоохлаждаемом реакторе. Его история началась в конце сороковых, начале пятидесятых годов XX века, первоначально разработки данного типа использовались при производстве ядерного оружия. В связи с этим, для него подходят два вида топлива, это оружейный плутоний и природный уран.
Последним проектом, которому сопутствовал коммерческий успех, стал реактор, где в качестве теплоносителя применяется тяжёлая вода, в качестве топлива используется уже хорошо нам знакомый природный уран. Первоначально, такие реакторы проектировали несколько стран, но в итоге их производство сосредоточилось в Канаде, чему служит причиной, наличие в этой стране массовых залежей урана.
Ториевые АЭС -- энергетика будущего?
История совершенствования типов ядерных реакторов
Реактор первой на планете АЭС, представлял собой весьма разумную и жизнеспособную конструкцию, что и было доказано в ходе многолетней и безупречной работы станции. Среди его составных элементов выделяли:
- боковую водную защиту;
- кожух кладки;
- верхнее перекрытие;
- сборный коллектор;
- топливный канал;
- верхнюю плиту;
- графитовую кладку;
- нижнюю плиту;
- распределительный коллектор.
Основным конструкционным материалом для оболочек ТВЭЛ и технологических каналов была избрана нержавеющая сталь, на тот момент, не было известно о циркониевых сплавах, которые могли бы, подходить по свойствам для работы с температурой 300°С. Охлаждение такого реактора осуществлялось водой, при этом давление под которым она подавалась, составляло 100ат. При этом выделялся пар с температурой 280°С, что является вполне умеренным параметром.
Каналы ядерного реактора были сконструированы таким образом, чтобы была возможность их полностью заменить. Это связано с ограничением ресурса, которое обусловлено временем нахождения топлива в зоне активности. Конструкторы не нашли оснований рассчитывать на то, что конструкционные материалы расположенные в зоне активности под облучением, смогут выработать весь свой ресурс, а именно порядка 30 лет.
Что касается конструкции ТВЭЛ, то было решено принять трубчатый вариант с односторонним механизмом охлаждения
Это уменьшало вероятность того, что продукты деления попадут в контур в случае повреждения ТВЭЛ. Дл регуляции температуры оболочки ТВЭЛ, применили топливную композицию ураномолибденового сплава, который имел вид крупки, диспергированной посредством тепловодной матрицы. Обработанное таким образом ядерное горючее позволило получить высоконадёжные ТВЭЛ. которые были способны работать при высоких тепловых нагрузках.
Примером следующего витка развития мирных ядерных технологий может, послужить печально известная Чернобыльская АЭС. На тот момент технологии, применённые при её строительстве, считались наиболее передовыми, а тип реактора современнейшим в мире. Речь идёт о реакторе РБМК – 1000.
Тепловая мощность одного такого реактора достигала 3200МВт, при этом он располагает двумя турбогенераторами, электрическая мощность которых, достигает 500МВт, таким образом, один энергоблок обладает электрической мощностью 1000МВт. В качестве топлива для РБМК использовалась обогащённая двуокись урана. В исходном состоянии перед началом процесса одна тонна такого топлива содержит порядка 20кг горючего, а именно урана – 235. При стационарной загрузке двуокиси урана в реактор масса вещества составляет 180т.
Но процесс загрузки не представляет собой навал, в реактор помещают тепловыделяющие элементы, уже хорошо нам известные ТВЭЛ. По сути, они являются трубками, для создания которых применён циркониевый сплав. В качестве содержимого, в них помещаются таблетки двуокиси урана, обладающие цилиндрической формой. В зоне активности реактора их помещают в тепловыделяющие сборки, каждая из которых объединяет 18 ТВЭЛ.
Таких сборок в подобном реакторе насчитывается до 1700 штук, и размещаются они в графитовой кладке, где специально для этих целей сконструированы технологические каналы вертикальной формы. Именно в них происходит циркуляция теплоносителя, роль которого, в РМБК, выполняет вода. Водоворот воды происходит при воздействии циркуляционных насосов, коих насчитывается восемь штук. Реактор находится внутри шахты, а графическая кладка находится в цилиндрическом корпусе толщиной в 30мм. Опорой всего аппарата является бетонное основание, под которым находится бассейн – барботер, служащий для локализации аварии.
Третье поколение реакторов использует тяжёлую воду
Основным элементом которой, является дейтерий. Наиболее распространённая конструкция носит название CANDU, она была разработана в Канаде и широко применяется по всему миру. Ядро таких реакторов располагается в горизонтальном положении, а роль нагревательной камеры играют резервуары цилиндрической формы. Топливный канал тянется через всю нагревательную камеру, каждый из таких каналов, обладает двумя концентрическими трубками. Существуют внешняя и внутренняя трубки.
Во внутренней трубке, топливо находится под давлением теплоносителя, что позволяет дополнительно заправлять реактор в процессе работы. Тяжёлая вода с формулой D20 используется в качестве замедлителя. В ходе замкнутого цикла происходит прокачка воды по трубам реактора, содержащего пучки топлива. В результате ядерного деления выделяется тепло.
Цикл охлаждения при использовании тяжёлой воды заключается в прохождении через парогенераторы, где от выделяемого тяжёлой водой тепла закипает обыкновенная вода, в результате чего, образуется пар, выходящий под высоким давлением. Он распределяется обратно в реактор, в результате чего возникает замкнутый цикл охлаждения.
Именно по такому пути, происходило пошаговое совершенствование типов ядерных реакторов, которые использовались и используются в различных странах мира.
Вероятность того, что тепловые нейтроны будут поглощены ураном обозначим θ. Эту величину называют коэффициентом использования тепловых нейтронов. Тогда число тепловых нейтронов, поглощенных ураном, будет равно n εφθ .
На каждое поглощение ураном теплового нейтрона образуется η новых быстрых нейтронов. Следовательно, в конце рассматриваемого цикла количество быстрых нейтронов, образовавшихся от деления, оказалось равным n εφθη .
Коэффициент размножения нейтронов в бесконечной среде, таким образом, равен
Равенство (3.4) называют формулой четырех сомножителей. Оно раскрывает зависимость К∞ от различных факторов, обусловливающих развитие цепной ядерной реакции в смеси урана и замедлителя.
В реальной размножающейся среде, имеющей конечные размеры, неизбежна утечка нейтронов, которая не учитывалась при вводе формулы для K∞. Коэффициент размножения нейтронов для среды конечных размеров называют эффективным коэффициентом размножения Kэф; при чем он по-прежнему определяется как отношение числа нейтронов данного поколения к соотвествующему числу нейтронов предыдущего поколения. Если через Рз и Рд обозначить вероятности избежания утечки нейтронов в процессе замедления и диффузии соответственно, то можно записать
Kэф= K∞ Рз Рд. (3.5)
Очевидно, что условием поддержания цепной реакции в среде конечных размеров будет соотношение Кэф ≥ 1. Произведение РзРд всегда меньше единицы, поэтому для осуществления самоподдерживающейся цепной реакции в системе конечных размеров необходимо, чтобы К∞ был всегда больше единицы.
Утечка нейтронов из реактора зависит от его геометрических размеров. Так как рождение нейтронов происходит во всем объеме активной зоны, а утечка их только через поверхность реактора, то, очевидно, с увеличением линейных размеров реактора, относительная доля нейтронов, потерянных через поверхность, уменьшается, а вероятности избежания утечки растут.
Минимальный размер реактора, при котором можно осуществить самоподдерживающуюся цепную реакцию, называется критическим размером.
Таким образом, условие критичности реакторов запишется в виде
1 = К∞РзРд.
При соблюдении условия (3.5) количество образующихся нейтронов при делении урана равно количеству нейтронов, покинувших реактор, поглощенных материалами при процессах замедления и диффузии. В случае, когда Кэф>1, количество нейтронов в реакторе непрерывно будет возрастать. В подкритическом реакторе Кэф < 1.
Уравнение баланса нейтронов (для критического реактора запишется в виде
, (3.6)
D – коэффициент диффузии нейтронов
Ф – нейтронный поток
S – количество рожденных тепловых нейтронов.
Количество тепловых нейтронов S определяется на основании следующего. На один тепловой нейтрон, поглощенный в материалах активной зоны реактора, количество тепловых нейтронов, поглощенных ураном, будет θ, а на одно поглощение теплового нейтрона ураном образуется η быстрых нейтронов. Значит количество быстрых нейтронов будет равно θη. Эти нейтроны могут произвести деление при коэффициенте размножения ε, тогда окончательно число быстрых нейтронов будет равно θηε. Быстрые нейтроны в процессе замедления избегают резонансное поглощение с вероятностью φ и утечку с коэффициентом Рз. Значит количество образовавшихся тепловых нейтронов будет равно θηεφРз.
Таким образом, при общем поглощении тепловых нейтронов в единице объема материалами активной зоны, равном ΣаФ, вновь образуются тепловые нейтроны ΣаФθηεφРз. Окончательно количество тепловых нейтронов определится следующим образом:
(3.7)
Учитывая формулу (3.7), уравнение баланса нейтронов (3.6) перепишется в виде
(3.8)
(3.9)
В уравнении (3.9) величину, зависящую от свойств материалов, называют материальным параметром и обозначают В2
(3.10)
тогда зависимость (3.8) перепишется так
(3.11)
Оба уравнения (3.10) и (3.11), полученные на основании уравнения баланса нейтронов для стационарного случая, соответствуют критическому реактору, в котором эффективный коэффициент размножения равен единице (Кэф = 1). Принимая во внимание, что из уравнения (3.10) следует
где L – длина диффузии.
Из уравнений (3.12) следует, что вероятность избежания утечки нейтронов в процессе диффузии определяется выражением (1 + В2L2)-1. Вероятность избежания утечки нейтронов в процессе замедления вычисляется на основании рассмотрения процесса замедления и оказывается равной
где τ – величина, называемая возрастом нейтронов и имеющая размерность см2.
В общем виде, когда коэффициент размножения в реакторе отличается от единицы, уравнение (3.12) запишется следующим образом:
(3.14)
Уравнение (3.14) является основным уравнением реактора, раскрывающим зависимость эффективного коэффициента размножения нейтронов от состава и размеров активной зоны. Это уравнение справедливо для гомогенного и гетерогенного реакторов. Особенность гетерогенности активной зоны отражается в подходе к расчету параметров уравнения четырех сомножителей, а именно величин ε, φ и θ.
При стационарном процессе
(3.15)
где М2 = L2 + τ величина, называемая площадью миграции, см2.
Решение уравнения (3.11) дает возможность определить величину В2. В данном случае этот параметр является функцией размеров и геометрической формы активной зоны. В частности, для цилиндрического реактора
(3.16)
где R – радиус, а Н – высота активной зоны. В данном случае величина В2 называется геометрическим параметром .
Так как оба значения В2, полученные по уравнениям (3.10) и (3.16), соответствуют критическому реактору, то для такого состояния реактора материальный параметр должен быть равен геометрическому. На основании этого в зависимости от заданных условий уравнение (3.15) используется для решения двух типов задач: для определения состава активной зоны, если заданы ее размеры и геометрия, и для определения размеров реактора в случае заданного состава активной зоны.
При решении задач первого типа вычисляется значение геометрического параметра. Например, для цилиндрического реактора – по формуле (3.16). В этом случае состав активной зоны, например, обогащение урана изотопом 235U, определяется из уравнения (3.15) путем предварительной оценки обогащения и расчета для каждого случая величины Кэф.
При решении задач второго типа порядок расчета может быть принят следующим. По составу активной зоны, который характеризуется обогащением урана, видом замедлителя, конструкционными материалами и др., вычисляются значения К∞, τ и L2. Величина геометрического параметра В2 для заданного значения Кэф находится путем графического решения уравнения (3.15). В этом случае предварительно задаются несколькими значениями В2 и строят график Кэф = f(B2).
Определив величину Теплоэнергетика" href="/text/category/teployenergetika/" rel="bookmark">тепловой энергии , a L2 характеризует расстояние по прямой, пройденное тепловым нейтроном до точки захвата. Чем больше эти расстояния, тем меньше вероятность того, что нейтрон избежит утечки в процессах замедления и диффузии, т. е. тем больше должны быть размеры реактора, при которых обеспечивается самоподдерживающаяся цепная реакция.
Например, реактор, где в качестве замедлителя используется обычная вода, при прочих равных условиях будет иметь значительно меньшие размеры, чем реактор с графитовым замедлителем, так как для воды L = 2,73 см и τ = 31 см2, а для графита L = 54 см и τ = 364 см2.
3.2.1.3. НЕЙТРОННЫЙ ПОТОК
Решение уравнения (3.11) приводит также к зависимости, характеризующей распределение нейтронного потока по объему активной зоны. Для цилиндрического реактора с высотой Н радиусом R эта зависимость имеет вид
(3.17)
где Фmax – значение нейтронного потока в центре активной зоны;
h, r – текущие координаты по высоте и радиусу активной зоны;
Текущее значение функции Бесселя нулевого порядка первого рода.
Максимальное значение потока тепловых нейтронов в реакторе без отражателя устанавливается в геометрическом центре активной зоны и постепенно уменьшается до нуля с приближением к ее экстраполированным границам. В цилиндрическом реакторе изменение нейтронного потока по высоте при r = 0, когда Jо(0) = 1, будет происходить по зависимости
(3.18)
Коэффициент неравномерности нейтронного потока по высоте активной зоны определяется следующим образом:
(3.19)
Коэффициент неравномерности нейтронного потока по радиусу цилиндрического реактора будет равен
(3.20)
Произведение коэффициентов Kh и Kr называется коэффициент неравномерность нейтронного потока по объему активной зоны
(3.21)
По известным значениям коэффициентов неравномерности нейтронного потока и при заданном значении среднего нейтронного потока можно определить величину максимального нейтронного потока в реакторе
Фmax = KvФcр, (3.22)
где Фср – средний нейтронный поток в реакторе, отнесенный к объему активной зоны. Средняя величина нейтронного потока может быть определена на основании следующего. Число делений урана в 1 см3 за 1 с составляет ΣfФср, а общее число делений во всем объеме активной зоны будет равно ΣfФсрVаз. Если мощности 1 кВт соответствует 3,1∙1013 делений в секунду, то мощность реактора можно выразить уравнением
, (3.23)
(3.24)
Средние значения нейтронных потоков в энергетических реакторах находятся в пределах 1012 ÷ 1014 .
В работающем реакторе имеет место утечка нейтронов из активной зоны. Для уменьшения этой утечки реактор окружают отражателем. Нейтроны, попавшие в отражатель, частично рассеиваются обратно в активную зону и тем самым достигается «экономия» нейтронов.
Полученную «экономию» нейтронов за счет установки отражателя можно использовать по двум направлениям: или уменьшить размеры активной зоны, не изменяя ее состава, или, оставляя неизменными размеры, уменьшить обогащение горючего делящимся изотопом. В обоих случаях получается уменьшение общей загрузки делящегося изотопа урана. Не менее важная роль отражателя для энергетических реакторов состоит в существенном выравнивании распределения потока тепловых нейтронов в объеме активной зоны.
При утечке из реактора быстрых нейтронов благодаря замедлению их в материале отражателя нейтроны могут попасть обратно в реактор уже тепловыми. Это приводит к увеличению потока тепловых нейтронов вблизи границы активной зоны. Материал отражателя должен обладать теми же качествами, что и замедлитель, а именно: хорошими замедляющими и рассеивающими свойствами. Поэтому часто для замедлителя и отражателя применяют одно и то же вещество.
Эффективный коэффициент размножения реактора с отражателем определяется по той же формуле (3.14), что и для реактора без отражателя. Однако в этом случае при расчете геометрического параметра В2 фактические размеры активной зоны увеличиваются на величину эффективной добавки. Например, для цилиндрического реактора будет иметь
(3.25)
R" = R + Δ. (3.26)
При таком способе расчета реактор с отражателем как бы заменяется «голым» реактором, размеры которого превышают размеры активной зоны фактического реактора на величину эффективной добавки.
Коэффициенты неравномерности нейтронного потока активной зоны цилиндрического реактора при наличии отражателя определяются по формулам:
По высоте реактора
По радиусу реактора
При наличии отражателя, как следует из (3.27) и (3.28), коэффициенты неравномерности нейтронного потока уменьшаются, следовательно, энерговыделение по объему активной зоны будет более равномерным.
ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОПРОВЕРКИ
1. Из каких элементарных частиц состоит атом и ядро атома?
2. Какова масса протона и нейтрона?
3. Что такое атомная единица массы?
4. Что такое дефект массы и энергия связи ядра?
5. Как изменяется энергия связи нуклонов в ядре от массового числа ядра?
6. Что такое быстрые и тепловые нейтроны? Чем они характеризуются?
7. Почему уран-235 делится, а уран-238 не делится при захвате теплового нейтрона?
8. Что понимается под микроскопическим и макроскопическим эффективным сечением ядер?
9. Как изменяются микроскопические сечения деления и поглощения ядер урана-235 и урана-238 в зависимости от энергии нейтрона?
10. Что понимается под нейтронным потоком?
11. Как определяется количество поглощений и делений ядер урана при захвате ими нейтронов?
12. Выразите мощность реактора через нейтронный поток.
13. Напишите уравнение баланса тепловых нейтронов и объясните его составляющие.
14. Что является источником тепловых нейтронов в реакторе?
15. Как определяется утечка нейтронов при их замедлении и диффузии?
16. Что понимается под эффективным коэффициентом размножения нейтронов Кэф?
17. Объясните величины, входящие в уравнение для Кэф.
18. Расскажите порядок решения уравнения для Кэф реактора при заданном обогащении урана?
19. Каков порядок решения уравнения для Кэф реактора при заданных геометрических параметрах активной зоны?
20. Какие зависимости характеризуют изменение нейтронного потока по высоте и радиусу активной зоны реактора?
21. Каково влияние отражателя нейтронов на нейтронный поток в реакторе?
3.2.2. КОНСТРУКЦИИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ
И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ СХЕМЫ ЯЭУ
3.2.2.1. УСТРОЙСТВО РЕАКТОРА
Создание гомогенного реактора сопряжено со значительными техническими трудностями, поэтому в настоящее время все работающие, строящиеся и проектируемые энергетические реакторы являются гетерогенными.
Основная часть реактора - активная зона. Активной зоной ядерного реактора называют комплект сборочных единиц, который создает условия для инициирования и поддержания управляемой цепной реакции деления ядер. Размеры активной зоны должны быть такими, чтобы цепная реакция при имеющемся обогащении урана поддерживалась в течение всего периода работы реактора и при которых обеспечивался бы надежный отвод тепла при заданной мощности реактора.
В активной зоне размещено ядерное топливо (горючее). В качестве топлива применяют уран и его сплавы, а также плутоний и его сплавы. В гетерогенных реакторах топливо используется в виде стержней, пластин и т. д. (рис. 3.2), в гомогенных – в виде раствора солей урана и т. д. В активной зоне тепловых реакторов размещается также замедлитель (вода, графит, бериллий и др.), который служит для снижения энергии нейтронов деления.
https://pandia.ru/text/78/544/images/image051_2.jpg" width="515" height="254 src=">
Рис. 3.3. Типы тепловыделяющих элементов:
а – стержневой; б – пластинчатый; в – шаровидный; г – трубчатый; д – цилиндрический блок; е – массив топлива с трубками;
1 – топливный материал; 2 – оболочка; 3 – наконечник; 4 – край; 5 – теплоноситель
Колл" href="/text/category/koll/" rel="bookmark">коллекторы и тракт распределения потока теплоносителя, установочные детали -хвостовики, кожух или каркас, защитные пробки и детали транспортно-технологического назначения.
Рис. 3.5. Рабочая кассета реактора ВВЭР – 440:
1 – хвостовик; 2, 3 – нижняя и средняя дистанционирующие решетки; 4 – труба-чехол кассеты; 5 – ТВЭЛ; 6 – верхняя дистанционирующая решетка; 7 – центральная трубка; 8 – головка; 9 – пружинные фиксаторы; 10 – штырь
Тепловыделяющая сборка либо кассета устанавливается в технологический канал ядерного реактора, в котором осуществляются подвод, отвод и организация направленного потока теплоносителя, омывающего ТВЭЛ, обеспечивается возможность загрузки и выгрузки ТВС или кассет.
Она состоит из хвостовика, головки и шестигранной трубы-чехла, с помещенными в ней 126 ТВЭЛ, которые расположены по треугольной решетке с шагом 12,2 мм. Фиксация ТВЭЛ в кассете осуществляется дистанционирующими решетками: нижней (несущей), верхней и средними направляющими решетками, выполненными из нержавеющей стали. Эти решетки механически связаны между собой центральной трубой из циркониевого сплава. Нижние концы ТВЭЛ жестко закреплены в нижней несущей решетке, верхние концы входят в отверстия верхней решетки без закрепления для обеспечения их свободного температурного расширения. В головке кассеты имеется шесть пружинных фиксаторов для удержания ее от всплытия и компенсации температурных расширений. Конструкция хвостовика обеспечивает ориентировку и фиксацию кассеты по углу в плане и посадку ее в гнезде корзины. Масса рабочей кассеты 220 кг, масса VО2 в кассете 127 кг.
Часть ядерного реактора, представляющего собой сосуд, предназначенный для размещения в нем активной зоны и внутрикорпусных устройств, имеющий патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриреакторного пространства, называют корпусом ядерного реактора. Съемную часть ядерного реактора, предназначенную для перекрытия корпуса и воспринимающую внутреннее давление в реакторе, называют крышкой ядерного реактора.
Узел главного уплотнения ядерного реактора представляет собой сборочную единицу с накидным фланцем и уплотнением разъема крышки и корпуса ядерного реактора, обеспечивающую герметичность ядерного реактора во всех режимах его работы.
Кольцо, которым осуществляется соединение крышки ядерного реактора с корпусом и смятие внутренних прокладок, называют нажимным кольцом главного уплотнения ядерного реактора.
6. Что такое тепловые и быстрые реакторы?
7. Какие преимущества и недостатки АЭС с кипящими реакторами?
8. Какие преимущества и недостатки имеют реакторы, использующие в качестве теплоносителя жидкие металлы?
9. Изобразите принципиальные технологические схемы ядерных энергетических установок: АЭС с ВВЭР; АЭС с РБМК; АТЭЦ; АЭС и БН; АСТ; АСПТ.
10. Какое назначение имеют стержни регулирования?
11. Какое назначение имеют комплексирующие стержни?
12. Почему реакторы на быстрых нейтронах являются перспективными?
13. Какие газы используются в качестве теплоносителей?
14. Какое назначение имеет стенка кассеты?
15. Как располагается топливо в ТВЭЛ?
В основном в настоящее время применяется разделение электростанций на КЭС, ТЭЦ, ПГУ, ГТЭС, АЭС, ГЭС. Для более полной характеристики электростанции можно классифицировать по ряду основных признаков:
По виду первичных энергоресурсов;
По процессам преобразования энергии;
По количеству и виду энергоносителей;
По видам отпускаемой энергии;
По кругу охватываемых потребителей;
По режиму работы.
1. По видам использованных первичных энергоресурсов различаются электростанции, применяющие: органическое топливо (ТЭС); ядерное топливо (АЭС); гидроэнергию (ГЭС, ГАЭС и ПЭС); солнечную энергию (СЭС); энергию ветра (ВЭС); подземное тепло (геотермальные ГЕОЭС).
2. По применяемым процессам преобразования энергии выделяются электростанции, в которых: полученная тепловая энергия преобразуется в механическую, а затем в электрическую энергию (ТЭС. АЭС); полученная тепловая энергия непосредственно превращается в электрическую (электростанции с МГД-генераторами, МГД-ЭС, СЭС с фотоэлементами и др.); энергия воды и воздуха превращается в механическую энергию вращения, затем в электрическую (ГЭС, ГАЭС, ПЭС, ветроэлектрические ВЭС, воздушно-аккумулирующие газотурбинные электростанции).
3. По количеству и виду используемых энергоносителей различаются электростанции: с одним энергоносителем (КЭС и ТЭЦ, атомные КЭС и ТЭЦ на паре, АЭС с газовым энергоносителем, ГТЭС); с двумя разными по фазовому состоянию энергоносителями (парогазовые электростанции, в том числе ПГ-КЭС и ПГ-ТЭЦ); с двумя разными энергоносителями одинакового фазового состояния (бинарные электростанции).
4. По видам отпускаемой энергии различаются электростанции: отпускающие только или в основном электрическую энергию (ГЭС, ГАЭС, КЭС, атомные КЭС, ГТЭС, ПГ-КЭС и др.); отпускающие электрическую и тепловую энергию (ТЭЦ, атомные ТЭЦ, ГТ-ТЭЦ и др.). в последнее время КЭС и атомные КЭС все в большей степени увеличивают отпуск тепловой энергии. Теплоэлектроцентрали (ТЭЦ), кроме электроэнергии, вырабатывают тепло; использование тепла отработавшего пара при комбинированном производстве энергии обеспечивает значительную экономию топлива. Если отработавший пар или горячая вода используются для технологический процессов, отопления и вентиляции промышленных предприятий, то ТЭЦ называются промышленными. При использовании тепла для отопления и горячего водоснабжения жилых и общественных зданий городов ТЭЦ называются коммунальными (отопительными). Промышленно-отопительные ТЭЦ снабжают теплом, как промышленные предприятия, так и население. На отопительных ТЭЦ наряду с теплофикационными турбоустановками имеются водогрейные котлы для отпуска тепла в периоды пиков тепловой нагрузки.
5. По кругу охватываемых потребителей выделяются: районные электростанции (ГРЭС –государственная районная электрическая станция); местные электростанции для электроснабжения отдельных населенных пунктов; блок-станции для электроснабжения отдельных потребителей.
6. По режиму работы в ЭЭС различаются электростанции: базовые; маневренные или полупиковые; пиковые.
К первой группе относятся крупные, наиболее экономичные КЭС, атомные КЭС, ТЭЦ на теплофикационном режиме и частично ГЭС, ко второй группе – маневренные конденсационные электростанции, ПГ-КЭС и ТЭЦ, к третьей группе – пиковые ГЭС, ГДЭС, ГТЭС. Частично в пиковом режиме работают ТЭЦ и менее экономичные КЭС.
Кроме перечисленных выше общих основных признаков классификации электростанций, для каждого их типа имеются свои внутренние признаки классификации. Например, КЭС и ТЭЦ различаются по начальным параметрам, технологической схеме (блочные и с поперечными связями), единичной мощности блоков и т.п. АЭС классифицируются по типу реакторов (на тепловых и быстрых нейтронах), по конструкции реакторов и др.
Наряду с рассмотренными выше основными типами электростанций в России развиваются также парогазовые и чисто газотурбинные электростанции. Парогазовые электростанции (ПГЭС) применяются в двух вариантах: с высоконапорным парогенератором и со сбросом выхлопных газов в котлоагрегаты обычного типа. При первом варианте продукты сгорания из камеры сгорания под давлением направляются в высоконапорный компактный парогенератор, где вырабатывается пар высокого давления, а продукты сгорания охлаждаются до 750-800ºС, после чего они направляются в газовую турбину, а пар высокого давления подается в паровую турбину.
При втором варианте продукты сгорания из камеры сгорания с добавлением необходимого количества воздуха для снижения температуры до 750-800ºС направляются в газовую турбину, а оттуда отходящие газы при температуре примерно 350-400ºС с большим содержанием кислорода поступают в обычные котлоагрегаты паротурбинных ТЭС, где выполняют функцию окислителя и отдают свое тепло.
А первой схеме должен сжигаться природный газ либо специальное газотурбинное жидкое топливо, во второй схеме такое топливо должно сжигаться только в камере сгорания газовой турбины, а в котлоагрегатах – мазут или твердое топливо, что представляет определенное преимущество. Комбинирование двух циклов даст повышение общего КПД ПГЭС примерно на 5-6% по сравнению с паротурбинной КЭС. Мощность газовых турбин ПГЭС составляет примерно 20-25% мощности парогазового блока. В связи с тем, что удельные капиталовложения в газотурбинную часть ниже, чем в паротурбинную, в ПГЭС достигается уменьшение удельных капиталовложений на 10-12%. Парогазовые блоки обладают большей маневренностью, чем обычнее конденсационные блоки, и могут быть использованы для работы в полупиковой зоне, так как более экономичны, чем маневренные КЭС.
2.2. Классификация атомных электростанций
Наиболее важной классификацией для АЭС является их классификация по числу контуров. Различают АЭС одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные . В любом случае на современных АЭС в качестве двигателя применяют паровые турбины.
В системе АЭС различают теплоноситель и рабочее тело . Рабочим телом, то есть средой, совершающей работу, с преобразованием тепловой энергии в механическую, является водяной пар. Требования к чистоте пара, поступающего на турбину, настолько высоки, что могут быть удовлетворены с экономически приемлемыми показателями только при конденсации всего пара и возврате конденсата в цикл. Поэтому контур рабочего тела для АЭС, как и для любой современной тепловой электростанции, всегда замкнут и добавочная вода поступает в него лишь в небольших количествах для восполнения утечек и некоторых других потерь конденсата.
Назначение теплоносителя на АЭС — отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур и в особенности потому, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен. Резонансное рассеяние – это совсем другое. Это не неупругое рассеяние. Есть потенциальное рассеяние, есть резонансное рассеяние - это взаимодействие уже на волновом уровне нейтронов. Вот мы сейчас рассматриваем упругое рассеяние как классический процесс столкновения двух шаров
Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, АЭС называют одноконтурной (рис. 2.2а ). В реакторе происходит парообразование, пар направляется в турбину, где производит работу, превращаемую в генераторе в электроэнергию. После конденсации всего пара в конденсаторе конденсат
а
— одноконтурная; б
— двухконтурная; в
— трехконтурная;
1
— реактор; 2
— паровая
турбина; 3
— электрический генератор; 4
— конденсатор;
5
— питательный насос; 6
— циркуляционный насос;
7
— компенсатор объема; 8
— парогенератор; 9
— промежуточный теплообменник
насосом подается снова в реактор. Такие реакторы работают с принудительной циркуляцией теплоносителя, для чего устанавливают главный циркуляционный насос.
В одноконтурной схеме все оборудование работает в радиационных условиях, что осложняет его эксплуатацию. Большое преимущество таких схем — простота и большая экономичность. Параметры пара перед турбиной и в реакторе отличаются лишь на значение потерь в паропроводах. По одноконтурной схеме работают Ленинградская, Курская и Смоленская АЭС.
Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной (рис. 2.2б ). Соответственно контур теплоносителя называют первым , а контур рабочего тела — вторым . В такой схеме реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него и парогенератор главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. В систему первого контура входит компенсатор объема , так как объем теплоносителя изменяется в зависимости от температуры.
Пар из парогенератора двухконтурной АЭС поступает в турбину, затем в конденсатор, а конденсат из него насосом возвращается в парогенератор. Образованный таким образом второй контур включает в себя оборудование, работающее в отсутствие радиации; это упрощает эксплуатацию станции. На двухконтурной АЭС обязателен парогенератор — устройство , разделяющее оба контура, поэтому оно в равной степени принадлежит как первому, так и второму. Передача теплоты через поверхность нагрева требует перепада температур между теплоносителем и кипящей водой в парогенераторе. Для водного теплоносителя это означает поддержание в первом
контуре более высокого давления, чем давление пара, подаваемого на турбину. Стремление избежать закипания теплоносителя в активной зоне реактора приводит к необходимости иметь в первом контуре давление, существенно превышающее давление во втором контуре. По двухконтурной схеме работают Нововоронежская, Кольская, Балаковская и Калининская АЭС.
В качестве теплоносителя в схеме АЭС, показанной на рис. 2.2б , могут быть использованы также и газы. Газовый теплоноситель прокачивается через реактор и парогенератор газодувкой , играющей ту же роль, что и главный циркуляционный насос, но в отличие от водного для газового теплоносителя давление в первом контуре может быть не только выше, но и ниже, чем во втором.
Каждый из описанных двух типов АЭС с водным теплоносителем имеет свои преимущества и недостатки, поэтому развиваются АЭС обоих типов. У них имеется ряд общих черт, к их числу относится работа турбин на насыщенном паре средних давлений . Одноконтурные и двухконтурные АЭС с водным теплоносителем наиболее распространены, причем в мире в основном предпочтение отдается двухконтурным АЭС.
В процессе эксплуатации возможно возникновение неплотностей на отдельных участках парогенератора, особенно в местах соединения парогенераторных трубок с коллектором или за счет коррозионных повреждений самих трубок. Если давление в первом контуре выше, чем во втором, то может возникнуть перетечка теплоносителя, приводящая к радиоактивному загрязнению второго контура. В определенных пределах такая перетечка не нарушает нормальной эксплуатации АЭС, но существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный, промежуточный контур для того, чтобы даже в аварийных ситуациях можно было избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такую АЭС называют трехконтурной (рис. 2.2в ).
Радиоактивный жидкометаллический теплоноситель насосом прокачивается через реактор и промежуточный теплообменник, в котором отдает теплоту нерадиоактивному жидкометаллическому теплоносителю. Последний прокачивается через парогенератор по системе, образующей промежуточный контур. Давление в промежуточном контуре поддерживается более высоким, чем в первом. Поэтому перетечка радиоактивного натрия из первого контура в промежуточный невозможна. В связи с этим при возникновении неплотности между промежуточным и вторым контурами контакт воды или пара будет только с нерадиоактивным натрием. Система второго
контура для трехконтурной схемы аналогична двухконтурной схеме. Трехконтурные АЭС наиболее дорогие из-за большого количества оборудования.
По трехконтурной схеме работают Шевченковская АЭС и третий блок Белоярской АЭС.
Кроме классификации атомных электростанций по числу контуров можно выделить отдельные типы АЭС в зависимости от:
— типа реактора — на тепловых или быстрых нейтронах;
— параметров и типа паровых турбин, например, АЭС с турбинами на насыщенном или перегретом паре;
— параметров и типа теплоносителя — с газовым теплоносителем, теплоносителем "вода под давлением", жидкометаллическим и др.;
— конструктивных особенностей реактора, например, с реакторами канального или корпусного типа, кипящим с естественной или принудительной циркуляцией и др.;
— типа замедлителя реактора, например, графитовым или тяжеловодным замедлителем, и др.
Наиболее полная характеристика АЭС объединяет все классификации, например,
Нововоронежская двухконтурная атомная электростанция с реактором корпусного типа на тепловых нейтронах с теплоносителем "вода под давлением" и турбинами на насыщенном паре;
Ленинградская одноконтурная атомная электростанция с реактором канального типа на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и турбинами на насыщенном паре;
Шевченковская трехконтурная атомная электростанция с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и турбинами па перегретом паре.
Технические проблемы нераспространения ядерных материалов. Экономические аспекты использования ядерной энергии. Составляющие издержек производства электроэнергии на АЭС. Снятие АЭС с эксплуатации. Экономические последствия тяжелых аварий. Социальные аспекты развития ядерной энергетики.
Реакторы классифицируют по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива и замедлителя, целевому назначению, виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.
Ядерные реакторы делятся на несколько групп:
1) В зависимости от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые, промежуточные и тепловые;
2) По конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные;
3) По типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;
4) По типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.
Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:
1) Водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением,
2) Уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом,
3) Тяжеловодные канальные реакторы и др.
В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239 превышающего количество расходуемых изотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на один атом U-235, захватившего нейтрон и претерпевшего деление.
В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.
В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива 235 U в активной зоне от 1 до 100 кг/м 3 и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива 235 U или 239 U порядка 1000 кг/м 3 и отсутствие замедлителя в активной зоне.
В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива 235 U в ней от 100 до 1000 кг/м 3 .
В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна (1 - 3 %). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при больших.
В активной зоне теплового реактора должен находиться замедлитель - вещество, ядра которого имеют малое массовое число. В качестве замедлителя применяют графит, тяжелую или легкую воду, бериллий, органические жидкости. Тепловой реактор может работать даже на естественном уране, если замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенный уран. От степени обогащения топлива зависят необходимые критические размеры реактора, с увеличением степени обогащения они меньше. Существенным недостатком реакторов на тепловых нейтронах является потеря медленных нейтронов в результате захвата их замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов необходимо использовать вещества с малыми сечениями захвата медленных нейтронов.
Тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. На данном рисунке представлена типичная схема активной зоны.
Через реактор с помощью насосов (называемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину (в РБМК) или в теплообменник (в остальных типах реакторов). Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления им, которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны.
Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива.
Однако при выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более чем в десятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения (гамма - и бета-излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими. Остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления требует отвода теплоты в течение длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.
В реакторах на промежуточных нейтронах , в которых большинство актов деления вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ), масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность работы такого реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом деления нейтронов в промежуточной области уменьшается слабее, чем сечение поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом, растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения. Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов, что дает возможность повысить удельный теплосъем с поверхности нагрева реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах вследствие уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых. Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах.
В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется вещество, слабо замедляющие нейтроны. Например, жидкие металлы. Замедлителем служит графит, бериллий и т.д.
В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.
В зависимости от способа размещения топлива в активной зоне реакторы делятся на гомогенные и гетерогенные.
В гомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель (если они есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом состоянии, т.е. активная зона полностью гомогенного реактора представляет жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона находится внутри стального сферического корпуса и представляет жидкую однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава (например, раствор уранилсульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте), который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.
Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся внутри сферического корпуса реактора, в результате температура раствора повышается. Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосом направляется опять в реактор. Для того чтобы ядерная реакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют ряд преимуществ по сравнению с гетерогенными. Это несложная конструкция активной зоны и минимальные ее размеры, возможность в процессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.
Однако гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, что требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только часть топлива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая часть - во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды взрывоопасной гремучей смеси требует устройств для ее дожигания. Все это привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого распространения.
В гетерогенном реакторе топливо в виде блоков размещено в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены.
В настоящее время для энергетических целей проектируют только гетерогенные реакторы. Ядерное топливо в таком реакторе может использоваться в газообразном, жидком и твердом состояниях. Однако сейчас гетерогенные реакторы работают только на твердом топливе.
В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся на графитовые, легководяные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легководяные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель внутри реактора не кипит, а во втором - кипит.
Реакторы, в активной зоне которых температура жидкого теплоносителя ниже температуры кипения, называются реакторами с водой под давлением, а реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя, - кипящими.
В зависимости от используемого замедлителя и теплоносителя гетерогенные реакторы выполняются по разным схемам. В России основные типы ядерных энергетических реакторов - водо-водяные и водографитовые.
По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. В канальных реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал.
В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы и размножители, исследовательские и многоцелевые, транспортные и промышленные.
Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).
Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или размножителями . В реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного. В реакторе-размножителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.
Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов. Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч киловатт.
Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.