6.3. Класифікація ядерних реакторів

Ядерний реактор є основною частиною АЕС, це джерело тепла для вироблення електроенергії. Так, наприклад, 0,5 г ядерного палива по виробництву енергії еквівалентно 15 вагонам вугілля, яке до того ж при згоранні викидає в атмосферу величезну кількість канцерогенних речовин.

При діленні ядер урану приблизно 83% енергії перетвориться в кінетичну енергію продуктів ділення; 3% пов'язане з енергією гамма - випромінювання і 3% енергії відноситься нейтронами, що утворюються при діленні. Інші 11% енергій виділяються поступово в процесі радіоактивного розпаду ядер нуклідів, що утворюються при діленні.

Ядерні реактори класифікують: за призначенням, по конструктивному пристрою (по складу і розміщенню ядерного пального), за характером фізичних процесів і за багатьма іншими ознаками.

За призначенням розрізняють наступні реактори:

• експериментальні (критичне складання), для вивчення різних фізичних величин необхідних для проектування і експлуатації ядерних реакторів;

• дослідницькі - для досліджень в галузі ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології та ін.;

• ізотопний - для отримання ізотопів, в т.ч. плутонію і дейтерію для військових цілей;

• енергетичні - для виробництва електричної і теплової енергії, опріснення морської води, в силових установках транспортних систем.

По конструктивному пристрою можуть бути:

• гетерогенні, в яких тверде паливо поміщене в захисну оболонку (ТВЕЛ), що оберігає його від дії теплоносія. Паливо розподілене в активній зоні реактора дискретно у вигляді блоків, між якими знаходиться уповільнювач нейтронів. Наявність тепловиділяючих елементів (складок, касет, робочих каналів) - є ознакою гетерогенності ядерних реакторів, які працюють на теплових або на швидких нейтронах;

• гомогенні, в яких активна зона є гомогенною (однорідну) сумішшю ядерного палива з уповільнювачем. При цьому ядерне паливо може бути у вигляді розчину солей в звичайній або важкій воді або у виді, що диспегрує, в твердому уповільнювачі (наприклад, графите) або в газоподібній формі

Тепло, що виділяється в активній зоні, відводиться теплоносієм (водою, газом та ін.), який циркулює по трубах, що пронизують активну зону, або гомогенна суміш пального з уповільнювачем безпосередньо відводиться з активної зони. Ознакою гомогенності реактора є відсутність тепловиділяючих елементів. Внаслідок значних технологічних і конструктивних труднощів він« не отримали широкого поширення і застосовуються тільки в експериментальних цілях.

За характером фізичних процесів реактори бувають ядерні і термоядерні.

У ядерних реакторах, використовується принцип керованої ланцюгової реакції ядерного ділення важких ядер атомів урану і його ізотопів, що супроводжується виділенням теплової енергії. Існують ядерні реактори на теплових (повільних) і швидких нейтронах.

У теплових ядерних реакторах для збільшення вірогідності поглинання нейтронів ядрами атомів палива, використовують спеціальні уповільнювачі (звичайна або важка вода, графіт, гелій, двоокис вуглецю та ін.). До них відносять: водо-водяні (ВВЕР), графіто-водяні (РБМК), високотемпературні з гелієвим охолодження (ВТГР) реактори. У реакторах на теплових нейтронах використовується до 5% ядерного палива.

Реактори на швидких нейтронах (ШН) без уповільнювача називають реакторами – розмножувачами (бридерами), в яких забезпечується відтворення ядерного палива. Стержні урану - 238 поміщають в зону відтворення (кільцем активну зону, що охоплює). Тут із-за дії нейтронів частина атомів U - 238 перетворюється на атоми Рu - 239. Якщо цю суміш помістити в активну зону, то при її «згоранні» виходить «збройовий» плутоній за рахунок збагачення природного урану. Ці цикли можна повторювати кілька разів і отримувати енергії в 40 разів більше, ніж в реакторах на теплових нейтронах. Ці реактори використовують до 55% ядерного палива, працюють при нижчому тиску, дають менше радіоактивних відходів, здатні знищувати плутоній, що вивільняється при роззброєнні, тобто вони «всеїдні». Проте вони мають серйозний недолік: від дії швидких нейтронів походить «послаблення» металу (сталь набрякає і стає крихкою).

У термоядерних реакторах використовується принцип керованого термоядерного синтезу легких атомів (дейтерію, тритію, літію), який можливий при температурах понад 105К. До таких реакторів відносять систему ТОКАМАК (тороїдальна камера з магнітним полем), в якій створюється і підтримується високотемпературна плазма за рахунок електромагнітного поля. У інших системах (у відкритих магнітних пастках) - плазма нагрівається електронним пучком і утримується в подовжньому напрямі за рахунок електростатичного потенціалу. Термоядерні реактори знаходяться у стадії розробок і в одиничних експериментальних варіантах.

Основу діючих реакторів в Україні складають водо-водяні енергетичні реактори типу ВВЕР-1000 – 13 шт. і ВВЕР-440 – 2 шт. (на Рівненській АЕС), на ЧАЕС - були побудовані ураново-графітові канальні реактори великої потужності типу РБМК-1000 – 4шт (один - аварійний, а три реактори зупинені і виведені з експлуатації). Цифрами 1000 і 440 позначається електрична потужність реактора в МВт (мегават).