Атомні реактори

Основи класифікації ядерних реакторів

Ядерні реактори можна розділити за низькою ознакою. Ось деякі з них:

• Енергія нейтронів, що викликають поділ:
• тепловий, що використовує теплові нейтрони або принаймні з енергією менше приблизно 100 еВ,
• реактор, який працює на швидких нейтронах з енергією переважно в межах 50-100 кеВ.
• Ядерне паливо (у вигляді металу, карбідів або оксидів, кераміки):
• реактор з природним ураном
• реактор зі збагаченим ураном
• реактор, що працює на ^{239 232} Pu,
• реактор, що працює на ²³² Т (точніше ²³³ У).
• Розташування ядерного палива:
• гомогенний реактор,
• гетерогенний реактор.
• Модератор:
• водяний, реактор
• важководний реактор,
• реактор-сповільнювач берилію,
• графітовий, реактор
• реактор без сповільнювача (швидкий).
• Охолоджуюча рідина
• реактор, що охолоджується водою або іншою рідиною,
• газоохолоджувальний реактор (повітря, гелій, CO ₂ , дисоціюючий газ),
• слабометалевий реактор з охолодженням (рідкий натрій і його сплави, калій, вісмут).

Звертаємо увагу, що наведені вище підрозділи не єдині. Крім того, класифікацію можна виділити за матеріалом гільз, в який укладено паливо, за ступенем збагачення палива, за типом конструкції тепловиділяючих елементів та ін. Постійний технологічний розвиток забезпечує появу нових рішень і робить деякі зі згаданих реакторів лише історичного значення.

Реакторні покоління

Перше покоління ядерних реакторів включало всі ті, що були створені в 1950-1960-х роках. Водночас вони були прототипами для реакторів другого покоління. Конструкції перших ядерних реакторів були взяті з військових програм. Під час Другої світової війни вони в основному використовувалися для виробництва плутонію. Реактори першого покоління відрізнялися тим, що вони мали можливість перезавантажувати паливо під час його роботи реактора без необхідності зупинки. Це були графітові реактори. Як паливо використовувався природний або слабозбагачений уран. Охолоджувачами були вода або вуглекислий газ. Друге покоління ядерних реакторів (побудованих в основному з 1970 по 1990 рр.) поставило собі за мету ефективне виробництво електроенергії. Розширені в даний час реактори PWR або BWR належать до другого покоління. Наприкінці 1980-х років почалися дослідження щодо внесення ряду змін і вдосконалення в конструкцію та експлуатацію ядерних реакторів для виходу третього покоління . Це наступне покоління включає ядерні реактори, які модифіковані та вдосконалені для підвищення безпеки, а також зниження вартості будівництва та експлуатації електростанцій. Сучасний, конкурентний енергетичний ринок означає, що рішення, запроваджені з третім поколінням ядерних реакторів, зараз закінчуються. Четверте покоління ядерних реакторів включає абсолютно інноваційний підхід до виробництва ядерної енергії . Він враховує методи, які відрізняються від застосовуваних на даний момент рішень. Багато з них є водяними реакторами малої та середньої потужності з оригінальними конструкціями.

Ядерні реактори – поділ за конструкцією

Резервуарні реактори

• Водяний під тиском (PWR)

Це часто найбільш використовувані реактори для енергетичних цілей. Активна зона реактора PWR розміщена в центрі резервуара під тиском з водяним басейном. Вода одночасно є теплоносієм і сповільнювачем. Гранули діоксиду урану, укладені в цирконієву (або нержавіючу) воду, є паливом для реактора PWR. Цей реактор має два контури. Перший контур — вода, яка омиває твел і передає тепло парогенератору. Після охолодження він повертається в реактор. У другому контурі пара, що утворюється в парогенераторі (нагрівається першим контуром), призводить в рух турбіни реактора.

• Реактори ВВЕР (водо-водяний енергетичний реактор)

Це реактори PWR середньої та великої потужності, розроблені в СРСР. конструкція їх мало чим відрізняється від західних. Вони чотири шари мають захист від протікання. Було виготовлено два основних типи реакторів ВВЕР: ВВЕР-440 і ВВЕР-1000.

• Реактор з киплячою водою (BWR)

У цьому реакторі теплоносієм, а також робочому середовищі є не вода, а пара. Вода в активній зоні доводиться до температури кипіння, а на виході з реактора маємо насичену пару, яка призводить до руху парову турбіну. Реактори типу BWR мають тільки один контур. Канальні реактори

• Реактори CANDU (канадський дейтерієвий уран)

Реактор CANDU є прикладом важководного реактора – важка вода, D ₂ O, є водночас теплоносієм і сповільнювачем. Його завдання – погіршити енергію нейтронів. Як паливо використовувати природний уран (без збагачення). Реактор CANDU спочатку був розроблений і побудований в Канаді як перший промисловий важководний реактор.

• Реактори РБМК (Реактор Великої Мощності Канальний)

РБМК – водокиплячий реактор. Як сповільнювач використовує графіт . Вода отримує тепло і, перетворившись на пару, обертає турбіни. У цьому реакторі сповільнювачем швидких нейтронів є не вода, а графіт. Як паливо використовувати природний уран без збагачення. на те, що реактор РБМК є одним із найбільших економічних, він має ряд конструктивних недоліків.

Ядерні реактори – поділ за призначенням

Енергетичні реактори – їх основне завдання – перетворення ядерної енергії в електричну. Вони використовують на комерційних електростанціях. Дослідницькі/навчальні реактори – в них здійснюються дослідницькі та наукові роботи. Дослідницькі реактори не можуть проводити експерименти щодо структури твердих тіл і дослідження матеріалів і ядерного палива для енергетичних реакторів. Реактори для військових цілей – у війську ядерні реактори використовувалися для виробництва плутонію для збройової промисловості. Рушові реактори – одним із виробництвь ядерної енергії є рух кораблів або підводних човнів. Для цього спеціально розроблені російські реактори. Нагрівальні реактори – використовують для отримання необхідної кількості тепла для потреб опалення на АЕС. Високотемпературні реактори – у високотемпературних реакторах виділяється тепло, яке потім використовується для технологічних потреб. Реактори спеціального призначення – ці типи реакторів в основному використовують в медицині або в окремих галузях промисловості. Вони виробляють радіоізотопи для певних продуктів.