Глава 3. Устройство ядерных реакторов

• Что такое АЭС?

• Современные ядерные реакторы

• Реакторы будущего

Атомная электростанция (аэс)

На рисунке 18 схематично показана одна из возможных схем АЭС. Сразу видно, что изображенное на правой части схемы оборудование, не входящее в состав реакторной установки (она очерчена черным контуром) ничем не отличается от схемы паросиловой установки (рис.2): паровая турбина, электрический генератор, водяной насос.

Принципиальное отличие заключается в том, что в паросиловой установке пар производится за счет тепла сжигаемого органического топлива, а на АЭС - за счет тепла ядерной реакции в парогенераторе или непосредственно в реакторе. Парогенератор на АЭС вырабатывает насыщенный пар под высоким давлением и подает его в паровую турбину, приводящей в движение электрогенератор, т.е. работа происходит также, как в схеме обычной паротурбинной установки (рис.2.). Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда-охладителя.

Отличие тепловой электростанции от атомной только в нагревателе: паровой котел или ядерный реактор.

Виды ядерных реакторов

В настоящее время существует огромное число ядерных реакторов самых разнообразных типов и размеров. Теоретические модели, расчеты, многочисленные эксперименты легли в основу создания первых атомных реакторов. В 1942 году первый реактор запущен в США группой под руководством Эрико Ферми. Первый отечественный ядерный реактор запущен в 1946 году группой И.В.Курчатова. Работы велись независимо в условиях строжайшей секретности. Устройство механизма управления первым атомным реактором было чрезвычайно простым: набор графитовых стержней вручную вводился внутрь атомного «котла», когда требовалось замедлить или вообще остановить работу реактора, прекратив ядерную реакцию деления. Графит сильно поглощает нейтроны. Поэтому введение в активную зону реактора графитовых стрежней уменьшает число нейтронов, а значит, уменьшается число расщепляющихся ядер. Цепная реакция деления урана затухает. Если же в реакторе «кипит жизнь», энергия выделяемая при делении ядер, используется для нагревания воды в трубах, обвивающих атомный реактор.

Таким образом, реактор используется как нагреватель. Только вместо энергии, выделяемой при горении органического топлива, в нем выделяется внутренняя энергия, запасенная в ядрах атомов.

Во всех реакторах используется не чистый делящийся материал, а специально изготовленные смеси. Чаще всего это природный уран, обогащенный изотопом U-235 приблизительно до концентрации 3%.

Топливо для ядерных реакторов представляет собой небольшие таблетки, так называемые "топливные матрицы".

Свежее топливо, которое еще не побывало в реакторе, имеет очень малую радиоактивность и его можно держать в руках. Нейтроны, необходимые для начала реакции, содержатся в таком материале от природы, поскольку в нем всегда существует небольшое количество ядер, которые расщепляются самопроизвольно, без влияния извне. При делении ядра энергия ядерных сил превращается в кинетическую энергию осколков. Реактор сконструирован так, что эта энергия передается жидкости, которая называется теплоносителем. Нагреваясь до высоких температур, теплоноситель отбирает энергию у продуктов распада и затем передает ее устройству, вращающему ротор генератора переменного напряжения – например, паровой турбине. В качестве теплоносителя используют воду, тяжелую воду, органические соединения, щелочные металлы (литий, натрий).

Ядерные реакторы принято классифицировать по следующим признакам:

• по энергии нейтронов, вызывающих деление тяжелых ядер;

• по материалу замедлителя в реакторах на тепловых нейтронах;

• по веществу и состоянию теплоносителя;

• по конструктивному исполнению и назначению.

В зависимости от энергии нейтронов все реакторы можно классифицировать на реакторы на быстрых нейтронах (БН), тепловых и промежуточных нейтронах . В настоящее время практически распространены только реакторы БН и на тепловых нейтронах. Концентрация делящихся нуклидов в реакторах БН значительно выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, поэтому для них требуется высокообогащенное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используют обогащенное топливо или природный уран.

В реакторах на тепловых нейтронах сгорает уран-235 и воспроизводится плутоний-239 в количестве, значительно меньшем количестве сжигаемого топлива. В реакторах БН возможно расширенное воспроизводство плутония, потому что количество воспроизведенного ядерного топлива превышает количество израсходованного. Процесс воспроизводство позволяет увеличивать запасы ядерного горючего.

Классификация по виду замедлителя. В реакторах на тепловых нейтронах в качестве замедлителя используется обычная вода, тяжелая вода, графит, бериллий или некоторые органические соединения. Наибольшее распространение получили реакторы с легководным, графитовым и тяжеловодным замедлителями.

Классификация по виду теплоносителя. В качестве теплоносителя используют обычную и тяжелую воду, некоторые газы и жидкие металлы. Теплоноситель должен иметь хорошие теплофизические свойства, не разрушать конструктивные материалы и обладать термической и радиационной стойкостью. Таким образом, ядерные реакторы могут быть с легководным, тяжеловодным, газовым и жидкометаллическим замедлителем.

Классификация по конструктивному исполнению. По этому признаку реакторы можно разделить на корпусные, канальные и бассейновые.

В корпусных реакторах активная зона заключена в прочный корпус, рассчитанный на высокое давление теплоносителя.

В канальных реакторах активная зона пронизывается технологическими каналами, в которых размещается топливо, омываемое потоками теплоносителя.

В бассейновых реакторах активная зона размещается в бассейне, заполненном обычной или тяжелой водой, которая также может принудительно циркулировать в активной зоне, омывая топливные элементы.

Конструкция реактора на медленных нейтронах определяется в основном выбранными теплоносителем и замедлителем. Поэтому реакторы могут быть:

• канальные водографитовые,

• корпусные водо-водяные,

• тяжеловодные (канальные водо-водяные),

• газоохлаждаемые (газографитовые),

• на быстрых нейтронах (БН).

Эта классификация не исчерпывает все возможные виды ядерных реакторов. Помимо АЭС ядерные реакторы используют на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ) для получения электрической и тепловой энергии; на атомных станциях теплоснабжения (АСТ) – для получения тепла; на судах различного назначения, космических объектах, для исследовательских целей.