Л№2 ОПП 2014 кап строит Ген план / Бекман - Ядерная индустрия (2005)

19

скомпенсировать избыточную реактивность поместив в реактор поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней, а так же упрощает конструкцию системы управления и защиты реактора.

Жидкостное регулирование реактивности. Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора, когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.

2.8 Эффективность реактора

Эффективность работы конкретного реактора в режиме стандартной эксплуатации описывается так называемыми функциональными параметрами: коэффициентом использования мощности, коэффициентов готовности и т.п. При этом важнейшими характеристиками являются кампания топлива и кампания реактора.

Кампания топлива - время работы топлива в пересчете на полную мощность реактора. Время, в течение которого топливо находится в реакторе, определяется как календарный срок работы (обычно составляет несколько лет).

Кампания реактора - время работы реактора на номинальной мощности без перегрузки (перемещения) топлива. Эта величина также определяется режимом перегрузки. При одновременной перегрузке всего топлива кампания реактора совпадает с кампанией топлива, при режиме частичных перегрузок она в n раз меньше кампании топлива (n-число перегрузок через равные временные интервалы за кампанию топлива). При квазинепрерывной перегрузке понятие кампании реактора использовать нецелесообразно.

От продолжительности кампании зависит стоимость вырабатываемой электроэнергии (и окупаемость АЭС), а так же качественный и количественный состав нарабатываемых радионуклидов (как полезных, так и вредных).

Надежность реактора характеризуется величиной коэффициента технического использования, КТИ.

КТИ - коэффициент технического использования - равен отношению "чистого" времени работы t реакторной установки за некоторый период эксплуатации к этому периоду. КТИ характеризует в основном надежность реакторной установки в отношении полных отказов, приводящих к ее остановке, и плановых ремонтов. Чем больше таких отказов, чем больше времени тратится на их устранение и на проведение плановых ремонтов, тем ниже КТИ.

Надежность реактора в промежутках между плановыми остановками определяется величиной коэффициента готовности.

Коэффициент готовности - равен отношению чистого времени работы t реакторной установки за календарный период эксплуатации к сумме этого времени и продолжительности аварийных ремонтов за период t. Коэффициент готовности, характеризующий надежность реактора за период, когда не проводятся его плановые остановки, численно равен вероятности безотказной работы установки в произвольный момент времени между плановыми остановками.

Экономичность реактора определяется величиной коэффициента использования

установленной мощности, КИУМ.

КИУМ - коэффициент использования установленной мощности - равен отношению фактической энерговыработки реакторной установки АЭС за период эксплуатации t к энерговыработке при работе без остановок на номинальной мощности. Таким образом, КИУМ характеризует надежность реакторной установки не только в отношении полных, но и частичных отказов, которые не приводят к ее остановке, а требуют снижения мощности. Чем ниже мощность работающей установки по сравнению с номинальной, тем ниже КИУМ при постоянном КТИ.

КИУМ на АЭС некоторых стран в настоящее время достаточно высок (более 90%, см. Табл.1). КИУ российских станций существенно ниже, но имеет тенденцию к увеличению.

21

-Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

-Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

-В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана - уран235 и уран-238, а также плутоний-239.

-В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы элементов, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются несколько нейтронов, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими ядрами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

-В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.

-Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.

-Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может.

-В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми. Это происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

-Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода).

-Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран).

-Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды.

-Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.

-При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.) Поэтому

22

ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка.

-Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять - реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе. В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов.

-В ядерном реакторе используется либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающим нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающим нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя.

-Для предотвращения утечки нейтронов за пределы реактора, а также для возвращения нейтронов в активную зону реактора используются отражатели нейтронов.

Активная зона (Core) - центральная часть реактора, в которой протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления и выделяется энергия.

Отражатель (Reflector) - материал, предназначенный для уменьшения утечки нейтронов из реактора. В реакторах на тепловых нейтронах он выполняется из тех же материалов, что и замедлитель. В быстрых реакторах в качестве отражателя - экрана используются материалы, которые при взаимодействии с нейтронами образуют делящиеся нуклиды. Такими делящимися нуклидами служат Th-232 или U-238.

** *

Таким образом, три благоприятных обстоятельства: 1. Наличие в природе радионуклидов, способных к самопроизвольному делению ядер; 2. Превышение числа нейтронов, образовавшихся в ходе деления, над числом затраченных; 3. Наличие запаздывающих нейтронов позволили осуществить управляемую самоподдерживающуюся реакцию деления, и создать устройства, способные трансформировать ядерную энергию в тепловую – ядерные реакторы, и электрическую

– атомные электростанции. Ядерные процессы в атомном реакторе достаточно сложны. Они чреваты возможностью развития неконтролируемой цепной реакции деления, и, следовательно, перехода режима работы реактора из стабильного во взрывной. Не менее сложны и энергетические процессы в реакторе, связанные с генерацией, передачей и поглощением тепла. Поэтому, разработка безопасной конструкции реактора, и способов управления им при эксплуатации – достаточно сложная задача. Тем не менее, она была успешно решена.

Анализ идей радиоактивности в плане их возможных применений в сфере энергетики показывает, что, в принципе, запасенную ядерную энергию можно конвертировать в тепловую (и электрическую) в процессах радиоактивного распада, аннигиляции вещества с антивеществом, ядерных реакциях деления тяжелых ядер (под действием тепловых и/или быстрых нейтронов), или в ядерных реакциях синтеза легких ядер (в первую очередь – изотопов водорода). Однако в настоящее время в энергетике реализован только один класс ядерных процессов – деление ядер тяжелых элементов под действием нейтронов. В этой лекции мы рассмотрим основные способы утилизации ядерной энергии в реакторах, основанных на цепной реакции деления ядер.

1.ТИПЫ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ

Внастоящее время основной промышленный способ утилизации ядерной энергии в мирных целях основан на цепной самоподдерживающейся реакции деления некоторых изотопов урана или плутония под действием нейтронов. На практике перевод ядерной энергии в тепловую проводят на устройствах, называемых ядерными реакторами.

Ядерный (атомный) реактор - устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов. Эта реакция представляет собой самоподдерживающийся процесс деления ядер изотопов урана (или делящихся изотопов других элементов) под действием элементарных частиц - нейтронов, которые благодаря отсутствию электрического заряда легко проникают в атомные ядра.

Основными элементами атомного энергетического реактора являются активная зона, отражатель нейтронов, окружающий активную зону, стержни-поглотители нейтронов, обеспечивающие управление реактором (поддержание энергии на нужном уровне и обеспечение раномерности ее распределения по объему реактора) и аварийную защиту, биологическая защита реактора. Реактор заключен в герметичный металлический корпус (здесь же находится теплообменник). Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее (в реакторах на тепловых нейтронах активная зона содержит также замедлитель нейтронов и некоторые другие компоненты). В ней протекает управляемая цепная ядерная реакция и выделяется энергия деления (в основном – в виде тепловой). Выделенная энергия отводится с помощью теплоносителя. При необходимости, тепловая энергия превращается в электрическую либо с помощью тепловых

2

преобразователей, вмонтированных непосредственно в реактор, или с помощью специального теплоносителя, уносящего тепло к внешнему электрогенератору.

Теоретически возможны более 100 разных типов реакторов, различающихся топливом, замедлителем и теплоносителями. Среди них: реакторы на быстрых нейтронах, т.е. реакторы, не использующие замедлители; охлаждаемые теплоносителем, не находящимся под давлением, например реакторы бассейного типа; реакторы на тепловых нейтронах; гетерогенные реакторы, т.е. реакторы с разделенными ядерным топливом и замедлителем; реакторы насыпного типа; реакторы с гранулированным топливом, с замедлителем, находящимся под высоким давлением, например, реакторы с кипящей водой; реакторы с общим перегревом; реакторы, охлаждаемые водой под давлением, с различными и (или) разделенными замедлителем и теплоносителем, с твердым замедлителем, например, реакторы Магнокса; с замедлителем, не находящимся под давлением, например реакторы бассейнового типа; с различными и (или) разделенными замедлителем и теплоносителем, например натрий-графитовые реакторы; с теплоносителем, находящимся под давлением; с жидким замедлителем, например реакторы с трубами высокого давления; с жидким или газообразным топливом; гомогенные реакторы, т.е. реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель являются однородной средой по отношению к потоку нейтронов; реакторы с одной зоной; реакторы с двумя зонами; подкритические реакторы; интегральные реакторы, т.е. реакторы, в которых части функционально связанные с реактором, не являются существенными для реакции, например теплообменники, расположенные внутри корпуса с активной зоной и др.Выделяют три большие группы ядерных реакторов:

1.Ядерные реакторы, использующиеся в качестве источников тепловой энергии (энергетические)

2.Ядерные реакторы, использующиеся для получения различных видов излучения.

3.Ядерные реакторы – размножители, наработчики новых радионуклидов, в том числе – нового ядерного топлива или компонентов ядерного оружия (реакторы – конвертеры и реакторы – бридеры).

Основные типы энергетических ядерных реакторов:

-электрические ядерные реакторы АЭС (используются для выработки тепловой энергии, преобразующейся с помощью турбогенераторов в электрическую)

-элекроэнергетические (термоэлектрические или термоэмиссионные) ядерные реакторы (с безмашинным преобразованием тепловой энергии в электрическую); -высокотемпературные теплоэнергетические ядерные реакторы (производят

высокопотенциальную тепловую энергию, непосредственно используемую в химической или металлургической промышленности для осуществления различных химических реакций, опреснения морской воды или получения энергоносителей, например, водорода); -теплоэнергетические ядерные реакторы (производят тепловую энергию на атомных станциях теплоснабжения, предназначены для промышленной и бытовой теплофикации)

Кэнергетическим реакторам относятся также судовые, или транспортные ядерные реакторы; реакторы ядерных ракетных двигателей; двухцелевые электроэнергетические реакторы - размножители, вырабатывающие тепловую энергию и ядерные материалы, которые могут быть использованы для производства нового ядерного топлива; термоэмиссионные реакторыпреобразователи космических ядерно-энергетических установок (в том числе – генерирующих лазерное излучение). В последние годы проводятся работы созданию лазеров с ядерным возбуждением. Изучаются перспективы использованию импульсных ядерных реакторов для возбуждения рентгеновских и гамма-лазеров.

Основные типы ядерных реакторов для получения различных видов излучения: -исследовательские ядерные реакторы (служат источниками нейтронного и гамма-излучения для научных и технических целей, в частности облучения реакторных материалов - материаловедческие реакторы -промышленные ядерные реакторы (используются для производства делящегося плутония и радиоактивных изотопов)

3

-облучательные ядерные реакторы (предназначены для обработки материалов нейтронным или гамма-излучением в целях улучшения их свойств)

-хемоядерные реакторы, использующие излучение для ускорения химических реакций -реакторы-источники нейтронов для активационного анализа нуклидного состава материалов -реакторы для биомедицинских целей и обработки пищевых продуктов -импульсные реакторы-гамма-лазеры, в которых энергия излучения, включая энергию осколков деления, используется для накачки энергии в активное вещество лазеров.

Ядерные реакторы подразделяются на различные типы не только по назначению, но и по физическим, техническим и эксплуатационным признакам.

По физическим признакам различают реакторы на тепловых и быстрых нейтронах; реакторы уранового, плутониевого или ториевого цикла; реакторы – размножители (бридеры).

Техническая классификация проводится по признакам:

-вид теплоносителя и замедлителя (водяные тепловые ядерные реакторы с легководным, тяжеловодным или графитовым замедлителем, реакторы на быстрых нейтронах с натриевым или гелиевым теплоносителем, реакторы с органическим теплоносителем и замедлителем)

-агрегатное состояние водного теплоносителя (водо-водяные энергетические реакторы с водой под давлением, газовые реакторы, пароохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах)

-элемент, в котором создается давление теплоносителя (корпусные, канальные, канальнокорпусные ядерные реакторы)

-число контуров теплоносителя (реакторы однокорпусные, с прямым пароили газотурбинным циклом, двухкорпусные с парогенератором и трехкорпусные - с промежуточным контуром, отделяющим первый реакторный контур от паросилового контура)

-структура и форма активной зоны (гетерогенные и гомогенные ядерные реакторы с активными зонами в форме цилиндра, параллелепипеда или сферы)

-время действия (ядерные реакторы непрерывного действия, импульсные, прерывистого действия).

ABWR- advanced boiling water reactor (усовершенствованный ядерный реактор кипящего типа) AGR- advanced gas-cooled reactor (усовершенствованный газоохлаждаемый ядерный реактор) BWR- boiling water reactor (ядерный реактор кипящего типа)

FBR- fast breeder reactor (ядерный реактор-размножитель на быстрых нейтронах) GCR- gas-cooled reactor (газоохлаждаемый ядерный реактор

HWLWR - heavy-water moderated boiling light-water-cooled reactor (ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и водным теплоносителем кипящего типа)

LWCGR- light-water-cooled graphite-moderated reactor (водоохлаждаемый ядерный реактор с графитовым замедлителем)

PHWR- pressurized moderated and cooled reactor (ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем под давлением).

PWR- pressurized water reactor (корпусной водо-водяной энергетический реактор)

SGHWR-steam generating heavy water reactor (парогенерирующий тяжеловодный ядерный реактор).

В большинстве энергетических реакторов в качестве теплоносителя используется вода, либо под давлением, либо кипящая. Упомянем основные из них:

Реактор с водой под давлением. В таких реакторах замедлителем и теплоносителем служит вода. Нагретая вода перекачивается под давлением в теплообменник, где тепло передается воде второго контура, в котором вырабатывается пар, вращающий турбину.

Кипящий реактор. В таком реакторе кипение воды происходит непосредственно в активной зоне реактора и образующийся пар поступает в турбину. В большинстве кипящих реакторов вода используется и как замедлитель, но иногда применяется графитовый замедлитель.

Реактор с жидкометаллическим охлаждением. В таком реакторе для переноса теплоты,

выделяющейся в процессе деления в реакторе, используется жидкий металл, циркулирующий по трубам. Почти во всех реакторах этого типа теплоносителем служит натрий. Пар, образующийся на другой стороны труб первого контура, подается на обычную турбину. В реакторе с жидкометаллическим охлаждением могут использоваться нейтроны со сравнительно высокой

4

энергией (реактор на быстрых нейтронах) либо нейтроны, замедленные в графите или оксиде бериллия. В качестве реакторов-размножителей более предпочтительны реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением, поскольку в этом случае отсутствуют потери нейтронов, связанные с замедлением.

Газоохлаждаемый реактор. В таком реакторе теплота, выделяющаяся в процессе деления, переносится в парогенератор газом – диоксидом углерода или гелием. Замедлителем нейтронов обычно служит графит. Газоохлаждаемый реактор может работать при гораздо более высоких температурах, нежели реактор с жидким теплоносителем, а потому пригоден для системы промышленного теплоснабжения и для электростанций с высоким кпд. Небольшие газоохлаждаемые реакторы отличаются повышенной безопасностью в работе, в частности отсутствием риска расплавления реактора.

Гомогенные реакторы. В активной зоне гомогенных реакторов используется однородная жидкость, содержащая делящийся изотоп урана. Жидкость обычно представляет собой расплавленное соединение урана. Она закачивается в большой сферический сосуд, работающий под давлением, где в критической массе происходит цепная реакция деления. Затем жидкость подается в парогенератор. Гомогенные реакторы не получили распространения из-за конструктивных и технологических трудностей.

Ниже эти соответствия проиллюстрированы фото внешнего вида атомных электростанций, построенных на базе реакторов различного типа.

Уран-графитовый реактор канального типа -

бескоpпусной реактор с графитовым замедлителем, теплоноситель - вода, тепловыделяющие элементы расположены в вертикальных каналах графитовой кладки. Реакторы такого типа мощностью 1000 МВт и более в России называются РБМК (реактор большой мощности канальный), а в США - LWGR (водоохлаждаемый ядерный реактор с графитовым замедлителем).

Легко-водный реактор - корпусной реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную воду. В России это реакторы типа ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор), в странах Запада - BWR (кипящий водяной реактор) и PWR (реактор с водой под давлением).

CANDU - тип теплового ядерного реактора, разработанного в Канаде - ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и водным теплоносителем кипящего типа, HWLWR. В нем используется естественный необогащенный уран и тяжелая вода в качестве замедлителя и теплоносителя.

5

Газографитовый реактор - реактор, охлаждаемый газом (в основном гелием или CO2), в котором графит используется как замедлитель. Действующие установки имеются в США и Англии (тип - усовершенствованный газоохлаждаемый ядерный реактор, AGR).

Реактор на быстрых нейтронах (БН) - ядерный реактор, в

котором основное число делений вызвано быстрыми нейтронами. Тип - fast breeder reactor (ядерный реакторразмножитель на быстрых нейтронах, FBR). Не имеет замедлителя. В качестве теплоносителя используется жидкий металл (натрий). Действуют во Франции (FENIX), России, а также в Японии (MONZU).

2.УСТРОЙСТВО АТОМНОГО РЕАКТОРА

Вданной главе мы рассмотрим два основных типов ядерных реакторов: «медленный» реактор, под которым будем иметь в виду реактор, работающий на тепловых нейтронах, и «быстрый» реактор, работающий на быстрых нейтронах деления.

2.1 Реактор на тепловых нейтронах

Рассмотрим основные особенности реактора, работающего на медленных (тепловых) нейтронах в режиме атомной электростанции (АЭС). Тремя обязательными элементами для

реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель, теплоноситель и корпус.

Активная зона - центральная часть реактора, в которой протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления и выделяется энергия.

Корпус ядерного реактора - герметичный резервуар,

предназначенный для размещения в нем активной зоны и других устройств, а также для организации безопасного охлаждения ядерного топлива потоком теплоносителя.

Рис.1 Схема активной зоны «медленного» реактора.

В качестве горючего обычно используется уран-235 в смеси с ураном-238 (обсуждение особенностей применения в качестве горючего разных делящихся нуклидов обсуждено в других лекциях). Может использоваться природный уран

(например, в тяжеловодных реакторах), но, как правило, применяют низко обогащенный уран (в энергетических реакторах на тепловых нейтронах, обогащение до 4,4%) либо высоко обогащенный (до 40%) уран (в транспортных реакторах).

Количество потребляемого в реакторе топлива пропорционально мощности реактора. При делении 1 г 235U высвобождается 1 тыс. кВт/день. Для получения такого количества тепловой энергии необходимо сжечь 3 т угля или 3 тыс. л нефти. Для гетерогенных уран-графитовых ядерных реакторов минимальное необходимое количество природного урана составляет 45 т, а

6

графита - 450 т. В ядерном реакторе происходит быстрая смена поколений нейтронов. Среднее время жизни нейтронов в реакторах разных типов 10-3 - 10-8 с. Между мощностью ядерного реактора и скоростью протекания в нем цепной реакции деления ядер существует определенное

соотношение: в реакторе тепловой мощностью 1 МВт происходит 3,3.1016 дел./сек.

Ядерное горючее в реакторах может быть распределено в активной зоне гомогенно или гетерогенно. В последнем случае топливо в реакторе располагается в виде тепловыделяющих элементов (TВЭЛов), образующих решетку в среде замедлителя и теплоносителя. В связи с этим, по расположению в активной зоне делящегося вещества и замедлителя все реакторы принято делить на гетерогенные (неоднородные) и гомогенные (однородные).

2.1.1 Гомогенные реакторы

Гомогенный реактор - реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную размножающую среду (однородную смесь). В таком реакторе топливо и замедлитель (возможно, и другие компоненты активной зоны) находятся либо в растворе, либо в достаточно равномерной смеси, либо пространственно разделены, но так, что разница в потоках нейтронов любых энергий в них несущественна.

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.

Гомогенное ядерное горючее может представлять собой водные растворы солей урана и плутония, расплавы солей или металлов (например, сплавы U, Pu, Th с Pb, Bi, Sn и пр.). Гомогенное ядерное горючее одновременно является теплоносителем реактора и непрерывно циркулирует через теплообменник. Продукты деления распределены равномерно по всему объему жидкой фазы. Особым случаем гомогенного ядерного горючего является дисперсное топливо, представляющее собой, например, взвесь частиц окиси урана в водном растворе. Ввиду малого размера частиц в таком топливе происходит обеднение дисперсной фазы продуктами деления.

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.