47

5.3. Ядерный реактор

Типы реакторов АЭС. Энергетические атомные реакторы классифицируются по ряду основных признаков: физическим, теплотехническим,

конструктивным.

Физические характеристики: энергия нейтронов, вид топлива, тип замедлителя и теплоносителя, устройство активной зоны.

Существуют реакторы на медленных и быстрых нейтронах, отли-

чающиеся энергией нейтронов, при которой происходит основное число делений ядерного топлива. Для того чтобы получить медленные нейтроны, в активную зону необходимо поместить материал, называемый замедлите-

лем, назначение которого – снизить энергию нейтронов, рождающихся с высокой энергией. Отсюда вытекает классификация по виду замедлите-

ля – реакторы с водяным замедлителем (простой или тяжелой водой), графитом и гидридом циркония. Какие физические особенности характерны для реакторов на быстрых и медленных нейтронах? Физическая разница между ними в том, что быстрые нейтроны при высокой скорости движения имеют малую вероятность взаимодействия с ядрами делящегося материала, что не позволяет осуществить в реакторе цепную реакцию деления на природном уране. По этой причине в реакторах на быстрых нейтронах обогащение ядерного топлива выше, чем в реакторах на медленных нейтронах.

Для отвода тепла от ядерного топлива могут применяться различные теплоносители: простая и тяжелая вода под давлением, с кипением или без него, газы (гелий или углекислый газ), жидкие металлы (натрий, литий, смеси натрий-калий, свинец-висмут).

Реакторы отличаются также по теплотехническим признакам – схеме теплоотвода. Эксплуатируются реакторы с одно-, двух- и трехконтур-

ными схемами теплопередачи.

Когда АЭС только начинали создаваться, наиболее распространен-

ными были двухконтурные энергетические реакторы. Их особенность заключается в том, что вся радиоактивность сосредоточивается в герметич-

ном, так называемом первом контуре, представляющем собой систему трубопроводов и теплообменного оборудования. При нормальной эксплуата-

ции радиоактивность за пределы первого контура никогда не выходила. В двухконтурной схеме теплоноситель первого контура (простая или тяжелая

48

вода, углекислый газ или гелий) по трубопроводам подводится к активной зоне реактора, нагревается в ней и поступает к парогенераторам, где отдает свое тепло так называемой питательной воде второго контура. Как прави-

ло, теплоноситель первого контура прокачивается через трубки парогенератора, а питательная вода проходит в межтрубном пространстве. Обра-

зующийся в парогенераторах пар направляется в турбогенераторы и после срабатывания в цилиндрах турбин и конденсации в виде питательной воды снова возвращается в парогенераторы. Охлаждение технологических конденсоров осуществляется технической водой по отдельной схеме, хорошо известной в тепловой энергетике.

Таким образом, двухконтурная схема реактора АЭС характеризуется наличием радиоактивного первого и нерадиоактивного второго контура, всегда отделенных друг от друга при нормальной эксплуатации так, что теплоносители нигде не смешиваются и радиоактивность из первого контура никуда не поступает. Такое техническое решение обеспечивает ра-

диационную безопасность двухконтурных АЭС.

В случае аварийной разгерметизации трубок парогенератора радио-

активный теплоноситель начинает поступать во второй контур (это характерно для ВВЭР). Дозиметрическая система технологического контроля фиксирует появление активности во втором контуре и даёт сигнал для остановки АЭС. Во время остановки обнаруживают негерметичную трубку парогенератора и глушат ее, так как эксплуатация АЭС с перетечками теплоносителя первого контура во второй недопустима. Но существуют реак-

торные установки, в которых при разгерметизации трубок парогенератора теплоноситель второго контура поступает в первый, и распространения ра-

диоактивности за пределы первого контура не происходит. Это, конечно, повышает уровень радиационной безопасности АЭС.

К двухконтурным АЭС относятся ВВЭР, канадские тяжеловодные станции "Канду", английские газографитовые, газовые высокотемператур-

ные АЭС.

В состав первого контура входят собственно реактор, парогенератор,

главные циркуляционные насосы, в состав второго контура входят турбины, технологические конденсоры, деаэратор, насос питательной воды и арматура.

49

Недостатком двухконтурной схемы является высокое давление

теплоносителя первого контура, например, в современных ВВЭР оно равно 160 атм. Двухконтурные схемы АЭС полностью себя оправдали с точки зрения обеспечения надежности станции. В то же время эта конструкция требует очень большого количества металла. Поэтому разработчи-

ки пошли на упрощение: в реакторах типа АМБ и РБМК стали использовать одноконтурную схему, в которой давление теплоносителя первого контура снижено почти в 2 раза по сравнению с двухконтурными ВВЭР. Применение одноконтурных схем в ядерной энергетике позволило умень-

шить количество единиц оборудования первого контура и, следовательно, удешевило станцию.

Одноконтурная схема АЭС устроена следующим образом: вода под давлением поступает в технологические каналы активной зоны реактора, в

которых находятся ТВЭЛы. В технологических каналах вода нагревается, частично превращаясь в пар. Затем пароводяная смесь из каналов поступа-

ет в барабан-сепаратор для отделения пара от влаги. Осушенный пар направляется в турбины. Отработанный пар поступает в технологический конденсор турбины, где происходит его конденсация, и после деаэраторов теплоноситель закачивается в реактор.

В состав первого контура РБМК входят технологические каналы, ба- рабан-сепаратор, турбины, технологические конденсоры, циркуляционные насосы. Параметры первого контура контролируются несколькими кон- трольно-измерительными системами. Имеется система контроля герметич-

ности технологических каналов. Недостатком одноконтурной схемы яв-

ляется реальная возможность радиоактивного загрязнения турбогене-

раторов. В связи с небольшим, но постоянным выносом радиоактив-

ности из технологических каналов реактора в паровой тракт турбины

затруднено их профилактическое обслуживание.

Трехконтурная схема включает в себя один радиоактивный и два нерадиоактивных контура. Такие схемы применяются в реакторах с жидкометаллическим тeплoнocитeлем, а также в атомных станциях промыш-

ленного теплоснабжения.

Существует деление реакторов по конструктивному исполнению

– корпусные, канальные и канально-корпусные. Корпусные реакторы

характеризуются тем, что тепловыделяющие сборки, образующие актив-

50

ную зону, размещаются в металлическом корпусе с герметизирующей съемной крышкой. Корпуса, которые используются в ВВЭР, находятся под давлением до 160 атм; давление, под которым находятся корпуса реакто-

ров на быстрых нейтронах, не превышает 10 атм. В канальных реакторах, к которым относятся РБМК, корпусов нет, сборки тепловыделяющих эле-

ментов размещаются в технологических каналах, расположенных через определенные промежутки в графитовом замедлителе. Считалось, что от-

сутствие корпуса давления в реакторах типа РБМК является преимуществом по сравнению с ВВЭР, поскольку изготовление корпусов давления – довольно сложная в техническом отношении задача.

АЭС потребляет очень немного топлива по сравнению с ТЭС. Для обеспечения работы угольной ТЭС мощностью 1 млн. кВт требуется примерно 4 – 5 млн. т топлива в год. Это топливо необходимо добыть, обогатить и привезти, что дает дополнительную нагрузку на железнодорожный транспорт, загрязняет территорию, примыкающую к железнодорожному пути. В

настоящее время примерно 40 % грузооборота железных дорог приходится на перевозку угля. В то же время единовременная загрузка топливом АЭС с реактором типа ВВЭР электрической мощностью 1 млн. кВт составляет 66 т двуокиси урана. В год требуется перегружать 22 т ядерного топлива.

Итак, первое преимущество АЭС по сравнению с ТЭС – значительная разница теплотворной способности и масс потребляемого ядерного и органического топлива.

Необходимо иметь в виду еще одно важное обстоятельство, характе-

ризующее эксплуатацию АЭС и физические особенности энергетических реакторов, – воспроизводство топлива. При работе АЭС наряду со сжига-

нием ядерного топлива образуется новое топливо – плутоний, который может использоваться так же, как уран, для производства тепловой и элек-

трической энергии. Например, в реакторах на тепловых нейтронах типа ВВЭР-1000 коэффициент воспроизводства ядерного топлива равен 0.55,

т.е. на каждый килограмм сгоревшего ядерного топлива образуется 0.55 кг плутония. В реакторах на быстрых нейтронах коэффициент воспроизвод-

ства может достигать величины 1.3 – 1.5. Это значительно расширяет ресурсы ядерного топлива. Практически неограниченные ресурсы появятся в случае положительного решения проблемы термоядерной энергетики.