Ядерні реактори та їх види Автор Палада Максим

Ядерні реактори та їх види Автор: Палада Максим

Класифікація за призначенням Енергетичні реактори, призначені для отримання електричної та теплової енергії, яка використовується в енергетиці, а також для опріснення морської води (реактори для опріснення також відносять до промислових). Основне застосування такі реактори отримали на атомних електростанціях. Теплова потужність сучасних енергетичних реакторів досягає 5 ГВт. В окрему групу виділяють: Транспортні реактори, призначені для постачання енергією двигунів транспортних засобів. Найбільш широкі групи застосування - морські транспортні реактори, що застосовуються на підводних човнах і різних надводних судах, а також реактори, що застосовуються в космічній техніці. Експериментальні реактори, призначені для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідно для проектування та експлуатації ядерних реакторів; потужність таких реакторів не перевищує декількох к. Вт. Дослідницькі реактори, використовуються для досліджень в області ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології, для випробування матеріалів, призначених для роботи в інтенсивних нейтронних потоках (у тому числі деталей ядерних реакторів), для виробництва ізотопів. Потужність дослідницьких реакторів вбирається 100 МВт. Виділяється енергія, як правило, не використовується. Промислові реактори (збройові). Найбільш широко використовуються для виробництва ядерних збройових матеріалів, наприклад 239 Pu. , А також опріснення морської води.

Ядерні реактори види розміщення палива Гетерогенні реактори, де паливо розміщується в активній зоні дискретно у вигляді блоків, між якими знаходиться сповільнювач; Гомогенні реактори, де паливо і сповільнювач представляють однорідну суміш (гомогенну систему). З точки зору ядерної фізики критерієм гомогенності / гетерогенності є не конструктивне виконання, а розміщення блоків палива на відстані, що перевищує довжину уповільнення нейтронів в даному сповільнювачі. Так, реактори з так званої «тісною сіткою» розраховуються як гомогенні, хоча в них паливо зазвичай відокремлене від сповільнювача. Блоки ядерного палива в гетерогенному реакторі називаються тепловиділяючими збірками (ТВЗ), які розміщуються в активній зоні у вузлах правильної решітки, утворюючи осередки

Види конструкцій та теплоносіїв Конструкції Корпусні реактори Канальні реактори Види теплоносіїв H 2 O (вода, Водо-водяний реактор) Газ, (Графіто-газовий реактор) D 2 O (важка вода, важководного ядерний реактор, CANDU) Реактор з органічним теплоносієм Реактор з рідкометалевим теплоносієм Реактор на розплавах солей Реактор з твердим теплоносієм

Класифікація МАГАТЕ PWR (pressurized water reactors) - водо-водяний реактор (реактор з водою під тиском); BWR (boiling water reactor) - киплячий реактор; FBR (fast breeder reactor) - реактор-розмножувач на швидких нейтронах; GCR (gas-cooled reactor) - газоохолоджувальні реактор; LWGR (light water graphite reactor) - графіто-водний реактор PHWR (pressurised heavy water reactor) - важководний реактор

Канальний ядерний реактор - ядерний реактор, активна зона якого представляє собою набір т. зв. технологічних каналів, розташованих в масі сповільнювача. Кожен канал являє собою герметичну конструкцію, в якій укладено ядерне паливо, системи управління та захисту, а також канали для прокачування теплоносія. Технологічні канали не залежать один від одного і допускають заміну без зупинки реактора. У Росії застосовуються канальні киплячі реактори марки РБМК. Переваги Відсутність загального герметичного корпусу високого тиску, і, як наслідок, немає обмежень на розмір активної зони і потужність реактора; Перезавантаження палива без зупинки. Недоліки Присутність в активній зоні великої кількості конструкційних матеріалів, що поглинають нейтрони; Теоретично: необхідність використання ядерного палива з високим збагаченням. На практиці, у зв'язку зі специфікою використовуваних сповільнювачів, корпусні ВВЕР вимагають більшого збагачення, ніж канальні РБМК. Позитивний температурний коефіцієнт реактивності, який, при неправильній експлуатації, може призвести до неконтрольованого збільшення потужності. Даний недолік став однією з причин аварії на Чорнобильській АЕС.

Ядерний реактор з твердим теплоносієм Концепція Якщо розглядати ядерні реактори як основне джерело електричної та теплової енергії для людства в майбутньому для вирішення глобальних завдань економії органічних сполук природного походження (газ, нафта) та зменшення викидів газів від їх горіння в атмосферу, треба вирішити, принаймні, три завдання: Виключити можливість аварійного викиду радіоактивності і знизити вихід в біосферу радіоактивності при функціонуванні всього ланцюжка технологій ядерної енергетики. Обґрунтувати технологічні схеми використання запасів ядерного палива, здатні вирішити завдання економічно конкурентоспроможного, широкомасштабного функціонування ядерної енергетики протягом тривалого часу. Виключити можливість застосування ядерних компонентів виробництва енергії для створення ядерної зброї.

Після аварії на Чорнобильській АЕС, МАГАТЕ поставила завдання про розробку радикально нових ядерних реакторів. Концепція першого контуру безпечного ядерного реактора - робоче тіло теплоносія має становити собою тверде тіло, але одночасно володіти плинністю. В якості робочого тіла першого контуру передбачається використовувати матеріал, що витримує температури до 4000 К, на основі піролітичного вуглецю. На сьогоднішній день ведеться лише одна розробка ядерного реактора з таким охолодженням. За результатами досліджень отримані російські патенти за тематикою: • створення умов, для здійснення надійного рівномірного руху теплопоглинаючих твердих частинок; • визначення оптимальних розмірів, форм і хімічного складу частинок, що забезпечують високий коефіцієнт тепловіддачі; • піроліз частинок, з метою надання поверхні певних фізичних властивостей; а також за специфічними характерними особливостями конструкції ядерного реактора на твердому теплоносії.

Переваги ядерного енергетичного реактора з твердим теплоносієм Незалежність тиску в теплопоглинаючому контурі від температури теплоносія, аж до температури сублімації твердого теплоносія - при тиску нижче атмосферного можна мати перший контур реактора з температурами в тисячі градусів з запасом до випаровування (сублімації) теплоносія також в тисячі градусів. На відміну від газу, звичайно застосовуваного в реакторах типу HTGR, твердий теплоносій має досить високу щільність і коефіцієнт поглинання теплового випромінювання. При досить великій різниці температур теплоносія і оболонки ТВЕЛа теплопередача в основному здійснюється випромінюванням. При досить високій температурі оболонки тепловиділяючого елемента вся потужність може бути знята випромінюванням. При використанні твердого теплоносія практично не виникає проблем корозії паливних елементів, а ерозія може бути зроблена досить малою. Реактор з твердим теплоносієм може бути побудований з використанням доступних в природі матеріалів для побудови всіх конструктивних елементів. Менша металоємність і вартість спорудження установки. Високі температури в першому контурі реактора дозволяють мати високий термічний коефіцієнт корисної дії. Може бути створена конструкція з високим ресурсом з часу його роботи і по виділеній енергії (флюенса). Можливість створення конструкції реакторної установки, вартість і складність демонтажу якої значно нижче, ніж існуючих реакторів типу PWR. Радіоактивні відходи від демонтажу такого реактора будуть мати рівень питомої радіоактивності і сумарну радіоактивність у сотні разів менше, ніж в існуючих реакторних систем. Мале ступінь утворення рідких відходів. Тверді експлуатаційні відходи низької активності не вимагають великих витрат на зберігання. Можливість побудови реактора великої потужності з низькою питомою енергетичною напругою активної зони і великим запасом до критичних значень, а також високою надійністю.

Реактор з рідкометалевим теплоносієм Перші проекти реакторів з рідкометалевим теплоносієм з'явилися в 1950 -х роках, роботи велися в СРСР і в США. У СРСР розробка проводилася у Фізико-енергетичному інституті, науковим керівником проекту став академік Академії наук Української ССР, А. І. Лейпунський Одним із перших варіантів практичного застосування реактора стало використання установки на дослідній підводному човні К-27. Цей тип реакторів був обраний через компактності, швидкого набору потужності, необхідної для маневрування в бойових умовах, а також підвищеною потенційною безпеки реактора, в тому числі і здатності реактора мимовільно зменшувати потужність в аварійних ситуаціях. При турбулентному плині рідин в трубах передача тепла здійснюється як за рахунок турбулентного перемішування потоку, так і шляхом молекулярної теплопровідності теплоносія. Рідкометалеві теплоносії володіють кращою в порівнянні з іншими теплоносіями молекулярної теплопровідністю. Це визначає велику частку тепла, що переноситься за рахунок теплопровідності, і забезпечує кращі тепло передавальні властивості рідких металів, що в основному і визначає їх широке використання в якості теплоносіїв.

Рідкі метали є єдиними теплоносіями, що задовольняють всім вимогам щодо тепловідведення та ядерних властивостей, які висуваються до енергетичних реакторів на проміжних і швидких нейтронах, а також до реакторах. Деякі ядерні та теплофізичні властивості рідких металів, що знайшли застосування в техніці реакторобудування, наведені в таблиці Властивості Метали Bi Pb Li Hg К Na Na-K Температура плавління °C 271 327, 4 186 -39 64 98 19 Питома теплоємність, ккал / кг ° С 1477 1717 1317 357 760 883 825 Щільність при температурі плавління, г / см ³ 0, 038 0, 037 1, 05 0, 033 0, 182 0, 30 0, 26 Теплопровідність, Ккал / м · год ° С 10, 0 10, 7 0, 61 13, 7 0, 82 0, 93 0, 89 Розчинність в урані при 500 ° C, вага. % 0, 037 0, 036 0, 1 0, 039 0, 20 0, 17 0, 068 0, 9 0, 02 0, 01 25 - Дуже мала - — — Хоро шие Удовл. — Хороші — Корозійні властивості Перетин захоплення теплових нейтронів, барн

Переваги Використання рідкометалевих теплоносіїв в ядерних установках має ряд переваг: 1. Рідкі метали мають малу пружність парів. Тиск у системі визначається тільки втратою напору в контурі, яке зазвичай менше 7 атм. Низький тиск істотно спрощує конструкцію і експлуатацію як реактора, так і допоміжного обладнання станції. 2. Висока температура кипіння рідких металів забезпечує велику гнучкість в роботі. Наприклад, якщо температура теплоносія на виході з реактора значно підвищиться, то розплавлення тепловиділяючого елемента, зумовленого утворенням парової плівки, як це відбувається при охолодженні водою, не відбудеться. Допустимі теплові потоки практично не обмежені критичними тепловими навантаженнями. Реактор з натрієвих контуром має теплові потоки до 2, 3 • 106 ккал / м ² • год. і питому об'ємну напруженість 1000 к. Вт / л. 3. Висока електропровідність рідких лужних металів дозволяє повністю використовувати герметичні електронасоси (постійного і змінного струму). По витраті енергії на прокачування рідкі метали лише небагато чим поступаються воді. З рідких металів кращі характеристики по витраті енергії на прокачування мають лужні метали. Якщо, наприклад, витрата енергії на прокачування рідкого натрію прийняти за одиницю, то для ртуті це буде 2, 8, а для вісмуту 4, 8. 4. На відміну від інших рідких металів, Na і Na-K надають мале корозійне і ерозійне вплив на конструкційні матеріали. Для натрію і евтектики Na-K можна застосовувати багато з звичайних матеріалів. 5. Найбільш дешевим з рідких металів є натрій, потім свинець і калій. Оскільки обсяг тепловидільної системи зазвичай відносно невеликий, а перезарядка проводиться рідко, витрати на теплоносій незначні.

Недоліки 1. Лужні метали мають великий хімічної активністю. Найбільшу небезпеку становить реакція з водою. Тому в системах з пароводяними циклами повинні бути передбачені пристрої, що забезпечують вибухобезпечність. Зіткнення з парою або з киснем повітря не небезпечно (підтримується реакції горіння немає), але щоб уникнути окислення металу, зіткнення його з повітрям має бути виключено, так як окис Na не розчинна у рідкому Na і Na-K, а включення окислів може призвести до закупорки окремих каналів. Наявність в рідкому Na і Na-K окислів натрію погіршує також корозійні властивості теплоносіїв. Натрій і Na-K повинні зберігатися в середовищі інертного газу (He, Ar). 2. Активація теплоносія призводить до необхідності влаштовувати для зовнішньої частини контуру тепловиділяючою системи біологічний захист. Вирішення цієї проблеми ускладнюється при γ-випромінюванні високої енергії або при гальмівному випромінюванні. Ізотопи Na і К мають малі періоди розпаду, але при забрудненні металу активними домішками з великим періодом розпаду завдання захисту від активності ускладнюється, і потрібне створення такої конструкції, яка дозволяла б виводити весь рідкий метал з системи при її ремонті. Відмічені обставини змушують пред'являти підвищені вимоги до хімічної чистоті рідких металів. Рідкі метали є одноатомними речовинами, тому проблема радіаційних порушень у теплоносіях не виникає. Хоча деяка частина атомів рідкого металу і перетворюється на інший метал (наприклад, 24 Na переходить в 24 Mg), але кількість таких перетворень при існуючих нейтронних потоках в реакторах мізерно мало.

Недоліки 3. Додаткові пристрої, застосування яких необхідно в зв'язку з використанням рідкометалевих теплоносіїв, значно ускладнюють технологічну схему ядерно-енергетичної установки. Такими додатковими пристроями є: 1. установка для плавлення і перекачування рідкого металу в контур (для Na-K-евтектики плавильний бак не потрібно); 2. пристрій для видалення окислів. Через цей пристрій, включене паралельно основному контуру, встановлюється невелика витрата рідкого металу; таким чином, здійснюється безперервна очистка теплоносія від окислів; 3. пастки для парів рідкого металу, що буря газовим потоком із системи при її випорожненні і заповненні. Газові потоки з парами рідкого металу можливі й з інших апаратів (буферні бачки та ін. ) й. До недоліків використання рідкого натрію необхідно віднести також його здатність проникати в пори графіту. Наявність великої кількості баластного натрію в порах призвело б до великих втрат нейтронів через відносно великого перетину захоплення нейтронів натрієм. Для запобігання контакту між натрієм і графітом, останній зазвичай захищається фольгою з металу (наприклад, цирконію), слабо поглинає нейтрони.

Реактор на швидких нейтронах Реактор на швидких нейтронах - ядерний реактор, який використовує для підтримки ланцюгової ядерної реакції нейтрони з енергією> 105 е. В. Принцип дії В активну зону і відбивач реактора на швидких нейтронах входять в основному важкі матеріали. Уповільнюють ядра вводять в активну зону в складі ядерного палива (карбід урану UC, двоокис плутонію Pu. O 2 і пр. ) і теплоносія. Концентрацію сповільнювача в активній зоні прагнуть зменшити до мінімуму, так як легкі ядра пом'якшують енергетичний спектр нейтронів. Перш ніж поглинутися, нейтрони розподілу встигають сповільнитися в результаті не пружних зіткнень з важкими ядрами лише до енергій 0, 1 -0, 4 Ме. В. Перетин поділу у швидкій області енергій не перевищує 2 барн. Тому для здійснення ланцюгової реакції на швидких нейтронах необхідна висока концентрація речовини поділу в активній зоні - в десятки разів більше концентрації речовини поділу в активній зоні реактора на теплових нейтронах. Незважаючи на це, проектування і будівництво дорогих реакторів на швидких нейтронах виправдано, так як на кожен захоплення нейтрона в активній зоні такого реактора випускається в 1, 5 рази більше нейтронів поділу, ніж в активній зоні реактора на теплових нейтронах. Отже, для переробки ядерної сировини в реакторі на швидких нейтронах можна використовувати значно більшу частку нейтронів. Це головна причина, через яку проводять широкі дослідження в галузі застосування реакторів на швидких нейтронах. Відбивач реакторів на швидких нейтронах виготовляють з важких матеріалів: 238 U, 232 Th. Вони повертають в активну зону швидкі нейтрони з енергіями вище 0, 1 Ме. В. Нейтрони, захоплені ядрами 238 U, . 232 Th, витрачаються на отримання ядер, що діляться 239 Pu і 233 U. Потужність реактора регулюється рухливими тепловиділяючими збірками, ТВЕЛами зі стрижнями із природного урану або торію. У невеликих реакторах більш ефективний як регулятор рухливий відбивач: ходом ланцюгової реакції управляють, змінюючи витік нейтронів. Якщо шар відбивача видаляти з реактора, то витік нейтронів збільшується, внаслідок чого гальмується розвиток ланцюгового процесу, і навпаки. Найбільш ефективні рухливі шари відбивача на кордоні з активною зоною. Вибір конструкційних матеріалів для реакторів на швидких нейтронах практично не обмежується перетином поглинання, так як ці перетину в області швидких енергій у всіх речовин дуже малі в порівнянні з січнем поділу. З цієї ж причини захоплення нейтронів продуктами поділу мало впливає на завантаження ядерного палива в

Реактори на швидких нейтронах У комерційних проектах реакторів на швидких нейтронах як правило використовується рідкометалевий теплоносій. Зазвичай це або розплав натрію або евтектичний сплав свинцю з вісмутом. В якості теплоносіїв розглядалися розплави солей (фториди урану), проте їх застосування було визнано безперспективним. Експериментальні реактори на швидких нейтронах з'явилися в 1950 -і роки, в 1960 -80 -ті роки роботи по створенню промислових реакторів на швидких нейтронах активно велися в США, СРСР і ряду європейських країн. До початку 1990 -х більшість цих проектів було припинено через ризик аварій і високих експлуатаційних витрат. 2009 рік став останнім у довгій кар'єрі французького швидкого натрієвого реактора «Фенікс» (Phénix). Тепер у світі залишилася єдина країна з чинним швидким енергетичним реактором - це Росія і реактор БН-600, 3 -й енергоблок Белоярськой АЕС. Інтерес до цього напрямку проявляють азіатські країни (Індія, Японія, Китай, Південна Корея). В Індії ведеться будівництво демонстраційного швидкого натрієвого реактора PFBR-500 потужністю 500 МВт (ел. ), пуск якого намічений на 2013 рік. На наступному етапі Індія планує побудувати малу серію з чотирьох швидких реакторів тієї ж потужності. 8 травня 2010 в Японії, після чотирнадцятирічного перерви в роботі, викликаного пожежею в 1995 році, коли стався витік 640 кілограмів металевого натрію, вперше вивели в критичний стан реактор «Мондзю» . Пуско-налагоджувальні роботи для введення його в експлуатацію, частиною яких були серії експериментальних висновків реактора на мінімально-контрольований рівень, планувалося завершити в 2013 році. Однак у серпні 2010 року при роботах з перевантаження палива в корпус реактора зірвався вузол системи перевантаження палива - 12 -метрова металева труба вагою 3, 3 тонни, яка потонула в натрії. Майже відразу було оголошено, що продовження налагоджувальних робіт, а відповідно і пуск, відкладається на 1 -1, 5 року. . 27 червня 2011 потонула деталь була витягнута з реактора Мондзю. Для вилучення деталі фахівцям довелося розібрати верхню частину реактора. Сам підйом тритонний конструкції на поверхню зайняв вісім годин. Подальші перспективи Мондзю туманні: невідомо, чи буде він запущений взагалі коли-небудь, або проект закриють, у всякому разі в поточному фінансовому році, який закінчується 31 березня 2013, грошей на запуск Мондзю не виділене. дорожнеча, великі витрати енергії на перекачування. В результаті ртуть була визнана безперспективною теплоносієм. Унікальною особливістю БР-2 став також вибір палива - металевий плутоній (сплав σ-фазного плутонію з галієм). Уран використовувався тільки в зоні відтворення.

З ртутним теплоносієм Росія / СРСР БР-2 ФЕІ, г. Обнінск, 1956 Ртуть спочатку здавалася перспективним теплоносієм. Це важкий метал, тому погано уповільнює нейтрони, спектр такого реактора дуже швидкий, і коефіцієнт відтворення великий. Ртуть - рідина при кімнатній температурі, що спрощує конструкцію (не потрібен підігрів рідкометалевого контуру для пуску), крім того, планувалося направляти пари ртуті безпосередньо в турбіну, що гарантувало дуже високий ккд при відносно низькій температурі. Для відпрацювання ртутного теплоносія був побудований реактор БР-2 тепловою потужністю 100 к. Вт. Однак, реактор пропрацював менше року. Головним недоліком ртуті була її висока корозійна активність. За п'ять місяців ртуть буквально розчинила перший контур реактора, постійно виникали течі. Іншими недоліками ртуті є токсичність, C натрієвих теплоносієм Росія / СРСР БР-5 ФЕІ, г. Обнінск, 1959 -2002 роки. БОР-60 НДІАР, м. Димитровград, діє з 1968 року. БН-350 Мангістауський Атомно-Енергетичний Комбінат, Казахстан, м. Шевченка, 1973 -1999 роки. БН-600 Белоярськая АЕС, діє c 1980 року. БН-800 Белоярська АЕС, будується, введення в дію 4 -го енергоблоку з реактором БН 800 намічений на 2014 рік [12]. БН-К (проект). ІБР-2, дослідний реактор в ОІЯД, Дубна. Китай CEFR, 25 МВт, запущений в 2011 році в CEFR в Китайському інституті атомної енергії (технологія Росатому)

США EBR I (англ. Experimental Breeder Reactor I); EBR II (англ. Experimental Breeder Reactor II); Fermi (англ. Enrico Fermi Nuclear Generating Station); FFTF (англ. Fast Flux Test Facility); SEFOR (англ. SEFOR); Великобританія Dounreay Fast Reactor Prototype Fast Reactor потужністю 250 МВт був запущений в 1970 -і роки і закрито в 1994 Франція Rapsodie (фр. Rapsodie); Phénix, в експлуатації 1973 -2009 Superphénix (фр. Superphénix) мав потужність 1, 2 ГВт, в експлуатації 1984 -1997 Японія Мондзю, реактор потужністю 280 МВт в Цуруга працював у 1994 -1995 Індія Реактор PFBR-500 потужністю 500 МВт (ел. ) в Калпаккаме, запуск, березень 2012 року. Німеччина SNR-300 був змонтований у Калкаре (Північний Рейн - Вестфалія) в 1985, проте так і не був запущений.

C рідкометалевим (свинцево-вісмутових або свинцевим) теплоносієм Росія СВБР - (Свинцево-вісмутовий швидкий реактор) - проект БРЕСТ - (Швидкий реактор зі свинцевим теплоносієм) - проект Ангстрем (АТЕЦ) - проект пересувної АТЕЦ Серія реакторів для атомних підводних човнів США MSBR-1000, проект гомогенного реактора на розплавах солей З газовим теплоносієм Росія / СРСР ВТГР-300 (проект) - високотемпературний газоохолоджувальні реактор на швидких нейтронах

Реактор на розплавах солей (рідкосольових реактор, MSR) - є одним з видів ядерних реакторів ділення, в яких основою охолоджуючої рідини є суміш розплавлених солей, яка може працювати при високих температурах (вище температура - краще для термодинамічної ефективності), залишаючись при цьому при низькому тиску. Це зменшує механічні напруги і підвищує безпеку. Ядерне паливо - рідке, і воно ж є теплоносієм, що спрощує конструкцію реактора, зрівнює вигоряння палива, а також дозволяє замінювати пальне, не зупиняючи реактор. Одна з них є рідина на основі фторидів торію-232 і урану-233. У багатьох конструкціях ядерне паливо розчиняється в розплавленому фториді теплоносія. Реактори можуть бути засновані на торієвому або на урановому паливному циклі. При використання торію в якості палива. Ланцюгова ядерна реакція відбувається при захопленні торієм-232 повільних нейтронів, що потребує наявності (графіту - сповільнювач нейтронів), що розташований безпосередньо в самому реакторі, з регулюючими стрижнями. При аварійній ситуації, коли регулюючі стрижні не працюють, реактор перегрівається, але рідина під дією сили тяжіння зливається в аварійнорезервне сховище, заповнене холодним розчином солі. Нагріта сіль направляється в перший теплообмінник, через який циркулює сіль другого контуру, яка не містить радіоактивних речовин. Цей розплав солі направляється в наступний теплообмінник, де тепло передається гелію або водяній парі. На гарячому газі працюють турбіни, обертаючі генератори.

MSR-реактор працює при високій температурі, 600 -700 ° C, що НЕ перевищує точку кипіння розплаву солей. Тому в реакторі тиск трохи вище 1 кг/см 2, це дозволяє обійтися без важкого і дорогого корпусу. MSR-реактор - використовує торій-232 в якості пального, але в технічному сенсі торій не є ядерним пальним, оскільки він не розпадається і не може породити ланцюгову реакцію. Але за допомогою нейтрона з боку торій можна розщепити, і допомагає йому уран-233. Ядро торію-232 захоплює нейтрон і після відбувається бета-розпад і початковий торій-232 перетворюється через кілька проміжних продуктів у уран-233. Таким чином, єдиним витрачаються речовиною є торій-232. Витрата ядерного пального приблизно (1000 кг торію на 1000 мегават виробленої енергії). Плутонію виробляється всього 30 грам, тому такий реактор не можна застосувати для виробництва збройового плутонію. Відомі світові запаси торію 2, 23 мільйона тонн, приблизні нерозвідані складають ще 2, 13 млн. т. MSR-техніка не так добре відома навіть серед інженерів ядерної енергетики, але її історія починалася ще в 1940 -х. Перший реактор діяв в 1954, бомбардувальник B-36 був, оснащений їм у 1955 -1957 він міг залишатися в повітрі тижнями і не вимагати дозаправки. Головна причина того, чому MSRреакторів немає в масовому практичному використанні, незважаючи на величезні запаси сировини і мале кількість відходів - торій (точніше, уран 233) не став сировиною для виготовлення ядерної зброї. Станом на 2011 рік діють 440 реакторів, з яких 350 водо-водяних.

Реактор з органічним теплоносієм - ядерний реактор, який використовує в якості теплоносія органічні рідини (газойль, діфенільная суміш і пр. ), що мають хороші уповільнюють властивості і високу температуру кипіння при атмосферному тиску. Переваги Низький тиск в первинному контурі істотно спрощує конструкцію реактора. Так, для приблизно рівних параметрів пари у вторинному контурі (р = 30 атм) тиск в реакторі з органічним теплоносієм може становити близько 2 -3 атм (коли використовується вода, реактор повинен перебувати під тиском ~ 10 атм). Через хімічної інертності органічних рідин до металів спрощується проблема підбору покриттів для тепловиділяючих елементів. У реакторі з органічним теплоносієм тепловиділяючі елементи мають алюмінієві покриття з максимально допустимою температурою на їх поверхні 400 ° C. При тій же температурі і водному середовищі тепловиділяючі елементи необхідно покривати цирконієм, так як алюмінієві покриття при охолодженні водою можуть використовуватися до температури на поверхні елементів не понад 300 ° C. Недоліки Температура плавлення рекомендуються в даний час органічних теплоносіїв вище температури навколишнього середовища. Це змушує постачати комунікаційні лінії і обладнання спеціальними нагрівальним пристроєм. Термічна та радіаційна нестійкість. При високій температурі і під дією випромінювання органічні рідини розпадаються або утворюють більш складні в'язкі органічні сполуки. Для очищення органічної рідини від домішок в перший контур повинні входити очисні пристрої, що ускладнює енергетичну установку. Тому органічні рідини поки що рідко використовуються в реакторобудуванні

Використані речовини Ароматичні речовини мають більш високу опірність до радіаційного впливу, ніж аліфатичні. З числа випробуваних органічних рідин найбільш стабільними в умовах підвищених температур і радіоактивного опромінення виявилися деякі з поліфенілов. У таблиці наведені властивості органічних рідин, рекомендованих для використання в реакторної техніці. Дифеніл C 6 H 5 -C 6 H 5 Суміш ізомерів терфеніл Трифеніл o m p Температура плавлення, °C 69 60— 145 50— 55 78— 85 200— 215 Температура кипіння, ° C 255 364— 418 330— 341 368— 378 381— 388 Тиск парів при 325 ° C, ата 3, 7 0, 4 0, 8 0, 4 0, 3 Тиск парів при 425 ° C, ата 15 2, 0 3, 4 2, 0 1, 5 відносна вартість 0, 33 0, 37 1, 98 3, 05 1, 98 Швидкість полімеризації при 225 ° C, кг / к. Вт • год (теплова енергія) 0, 27 0, 23 0, 16

Перспективи Через перелічених недоліків, на практиці такі реактори ніколи не застосовувалися. У 1960 -ті в СРСР і в США було створено кілька експериментальних конструкцій, тоді ж органічні теплоносії випробовувалися у спеціальних каналах реакторів ВВЕР. Існував також проект мобільного реактора «Аеробус» невеликої потужності, який міг монтуватися на новому майданчику за 2 -3 місяці. Згодом реконструйований в атомну станцію теплопостачання АСТ-1. В якості теплоносія використовувався дітолілметан. Зупинений в 1988 році і зараз знаходиться в стадії зняття з експлуатації. Знято більше 50 відсотків обладнання, демонтується активна зона. Проект себе не виправдав через малого терміну роботи до перезавантаження (не більше 6 місяців), що недостатньо для опалювального періоду. Проблема полягає в закупорку ТВЕЛів продуктами органіки. Ніякими способами не вдалося домогтися очищення теплоносія. Дуже вогненебезпечний і токсичний з хімічної точки зору.

Графіто-газовий ядерний реактор (SGP) - корпусних ядерний реактор, в якому сповільнювачем служить графіт, теплоносієм - газ (гелій, вуглекислий газ та ін. ) У порівнянні з ВВР і ГВР, реактори з газовим теплоносієм найбільш безпечні. Це пояснюється тим, що газ практично не поглинає нейтрони, тому зміна вмісту газу в реакторі не впливає на реактивність. У Великобританії працює кілька АЕС з ГГР, тепло від яких відводиться вуглекислим газом. Оболонки ТВЕЛів і канали в ГГР виготовляють із сплавів магнію, слабо поглинаючих нейтрони. Це дозволяє використовувати в якості ядерного палива природний і низькозбагачений уран. Вуглекислий газ прокачують через реактор під тиском 10 -20 атм. Його температура на виході близько 400 ° C. Питома потужність реактора складає всього 0, 3 -0, 5 к. Вт / кг, тобто приблизно в 100 разів менше, ніж у ВВР і ГВР. В удосконалених ГГР оболонки зі сплаву магнію замінені оболонками з нержавіючої сталі, а природний уран - двоокисом збагаченого урану. Такі зміни в конструкції ТВЕЛу дозволили підвищити температуру вуглекислого газу на виході до 690 ° C, питому потужність-приблизно в 3, 5 рази, а ККД АЕС - до 40%.

Важководний ядерний реактор Важководний ядерний реактор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR)) - ядерний реактор, який у якості теплоносія і сповільнювача використовує D 2 O - важку воду. Так як дейтерій має менший перетин поглинання нейтронів, ніж легкий водень, такі реактори мають покращений нейтронний баланс (тобто для них потрібно менше збагачений уран), що дозволяє використовувати в якості палива природний уран в енергетичних реакторах або використовувати «зайві» нейтрони для напрацювання ізотопів. В енергетичних реакторах використання природного урану значно знижує витрати на паливо, хоча економічний ефект кілька згладжується більшою ціною енергоблоку і теплоносія. Першими реакторами такого типу були американський CP-3, побудований в 1944 році, і ZEEP, запущений в Канаді в 1945 році. Найбільш відомим реактором цього типу є канадський CANDU. Крім самої Канади, реактори CANDU експортувалися в Китай, Південну Корею, Індію, Румунію, Аргентину і Пакистан. Великомасштабна програма будівництва важководних реакторів здійснюється в Індії. Всього в світі на даний момент діє 47 енергетичних реакторів на важкій воді, 3 будуються. Промислові важководні реактори широко використовувалися для виробництва тритію і плутонію, а також для виробництва широкого спектру ізотопної продукції, в тому числі і медичного призначення. Дослідницькі реактори також часто використовують важку воду. В даний час в Індії розробляється т. з. . «Покращений важководний ядерний реактор» (en: AHWR), що використовує канальну архітектуру і торієвий цикл (див. Ядерне паливо), а також звичайну легку воду в якості теплоносія з природною циркуляцією. Сповільнювач - важка вода знаходиться в окремих від теплоносія каналах під зниженим щодо нього тиском. Аналогічні ідеї реалізуються і в Канаді, в реакторі «Покращений CANDU» (en: ACR), що використовує звичайний урановий цикл, а також en: SGHWR (киплячий канальний важководний реактор). У СРСР важководні реактори розробляв Інститут теоретичної та експериментальної фізики. Під керівництвом А. І. Алиханова і В. В. Володимирського були розроблені і споруджені промислові важководні реактори для виробництва плутонію, тритію і ізотопів, досвідчені важководні реактори в Югославії і КНР, важководний реактор з газовим охолодженням КС-150 для атомної електростанції А-1 в Богуніце (Словаччина), яка вступила в дію у 1972 році. Розробка ТВЕЛів для КС-150 велася в Харківському фізико-технічному інституті АН УРСР.

Графіто-водний ядерний та Водо-водяной ядерный реактор Графіто-водний ядерний реактор (ГВР, водно-графітовий реактор (ВГР), уран-графітовий реактор) - гетерогенний ядерний реактор, який використовує як сповільнювач графіт, а як теплоносій - звичайну воду. За уран-графітової схемі були зроблені перші експериментальні та промислові реактори, а також реактори для АЕС. У тому числі реактор Першою в світі АЕС був уран-графітовим (Реактор АМ). В даний час працюють декілька цивільних енергетичних АЕС з уран-графітовими реакторами, в тому числі реактори типу РБМК і ЕГП. У Росії розвиток канальної концепції здійснює НДІКІЕТ. Еволюційним розвитком канальної концепції є проект реакторної установки 3 -его покоління МКЕР. Опрацьовуються так само матеріали по канальної уран-графітовому реактору ВГЕРС Водо-водяний ядерний реактор - реактор, що використовує як сповільнювач і теплоносія звичайну (легку) воду. Найбільш поширений у світі тип водо-водяних реакторів - з водою під тиском. У Росії виробляються реактори ВВЕР, в інших країнах загальна назва таких реакторів PWR (Реактор з водою під тиском, англ. Pressurized water reactor). Інший тип водо-водяних реакторів - «киплячі» . Загальна назва таких реакторів BWR (Киплячий водяний реактор, англ. Boiling water reactor).

Пристрій реактор ВВЕР-1000: 1 - привід СУЗ; 2 - кришка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок захисних труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - вигородка активної зони; 7 - паливні збірки (ТВЗ), регулюючі стрижні

Активна зона водо-водяного реактора набрана з тепловиділяючих зборок, заповнених пластинчастими або циліндричними тепловидільними елементами. Корпус тепловиділяючої збірки виготовляють з листового матеріалу (алюмінію, цирконію), слабо поглинає нейтрони. Збірки розміщують в циліндричній клітці, яка разом зі складками поміщається в корпус реактора. Кільцевий простір між ним і зовнішньою стінкою клітини, заповнене водою, виконує роль відбивача. Вода, проходячи знизу вгору через зазори між тепловидільними елементами, охолоджує їх. Таким чином, вона виконує роль теплоносія, сповільнювача й відбивача. Корпус реактора розраховується на міцність, виходячи з тиску води. Горловина корпусу закривається герметичною кришкою, яка знімається при завантаженні і розвантаженні тепловиділяючих збірок. У фізичних водо-водяних реакторах зазвичай використовують воду під атмосферним тиском. Корпуси таких реакторів герметичній кришки не мають, і вода в них знаходиться під атмосферним тиском (має відкритий рівень). Энергетические водо-водяные реакторы (зокрема, ВВЕР) повинні працювати з використанням води під тиском. Застосування води в якості теплоносія і сповільнювача визначає ряд специфічних особливостей реакторів. Тому зазвичай ці реактори виділяються в самостійну групу і називаються реакторами, охолоджуваними водою під тиском.

Переваги Використання води в якості теплоносія-сповільнювача в ядерних установках має ряд переваг. Технологія виготовлення таких реакторів добре вивчена і відпрацьована. Вода, володіючи хорошими теплопередаючих властивостями, відносно просто і з малими витратами потужності перекачується насосами. (За однакових умов коефіцієнт теплопередачі для важкої води на 10% більше у порівнянні з коефіцієнтом теплопередачі для легкої води. ) Використання води в якості теплоносія дозволяє здійснити безпосередню генерацію пари в реакторі (киплячі реактори). Легка вода використовується також для організації пароводяного циклу у вторинному контурі. Незаймистість і неможливість затвердіння води спрощує проблему експлуатації реактора і допоміжного обладнання. Звичайна хімічно знесоленої вода дешева. Використання води забезпечує безпеку експлуатації реактора. У реакторах з водяним теплоносієм-сповільнювачем при відповідній конструкції активної зони можна досягти негативного температурного коефіцієнта реактивності, що оберігає реактор від мимовільного підвищення потужності. Дозволяє створювати блоки потужністю до 1600 МВт.

Недоліки Вода взаємодіє з ураном і його з'єднаннями (кородує) при аварійних ситуаціях, тому тепловиділяючі елементи повинні забезпечуватися антикорозійними покриттями (зазвичай цирконій). При підвищених температурах води конструкційні матеріали також повинні підбиратися з досить хорошими антикорозійними властивостями, або має вестися спеціальний водно-хімічний режим, зв’язуючи кисень, що утворюється у воді при її радіолізі. Особливо необхідно відзначити високу інтенсивність корозії багатьох металів у воді при температурі вище 300 ° C. Проблема підбору корозійностійких матеріалів ускладнюється необхідністю мати високий тиск води при підвищених температурах. Необхідність мати високий тиск в реакторі ускладнює конструкцію корпусу реактора та його окремих вузлів. Можливість аварії з течею теплоносія і необхідність коштів для її компенсації. Вартість важкої води велика (актуально тільки для реакторів на важкій воді типу CANDU, в СРСР такі реактори не будували). Це вимагає відомості витоку води і втрат її до мінімуму, що ускладнює конструкцію енергетичного устаткування і експлуатацію установки.

Активація води Важливою проблемою при використанні води для охолодження реакторів є наведена активність, яка визначається активацією ядер теплоносія при захопленні ними нейтронів. Активації піддаються як кисень і водень води, так і ядра домішок: наприклад, продуктів корозії устаткування 1 -го контуру (залізо, кобальт, нікель, хром), а також розчинених у воді солей натрію, кальцію, магнію і т. д. Активність власне самої води визначається в основному активністю ізотопу азоту-16 (утворюється з кисню-16 по (n, p)реакції), період напіврозпаду якого становить близько 7 секунд. Таким чином, менш ніж через хвилину після зупинки реактора радіоактивність теплоносія 1 -го контуру спадає в сотні разів, і визначається тільки активністю продуктів корозії, які витягуються з води на іонообмінних фільтрах. Активація води може відбуватися також при порушенні герметичності оболонки ТВЕЛів, що призводить до потрапляння в теплоносій продуктів поділу, насамперед радіоактивного йоду і цезію. Однак, вся наведена радіоактивність відноситься до речовин, що залишаються в межах першого контуру, тому в водо-водяних реакторах, на відміну від киплячих, не відбувається потрапляння радіоактивних речовин, що характеризуються наведеною активністю в турбіну і конденсатор та інше обладнання другого контуру.

Киплячий водо-водяний Киплячий водо-водяний реактор (англ. Boiling Water Reactor (BWR)) - тип корпусного водоводяного ядерного реактора, в якому пар генерується безпосередньо в активній зоні і прямує в турбіну. Крім цього типу реакторів киплячими можуть бути канальні ядерні реактори графіто-водного типу, наприклад РБМК і ЕГП-6. Відмінні особливості У АЕС з некіплячими реакторами температура води в першому контурі нижче температури кипіння. При необхідних для отримання прийнятного коефіцієнта корисної дії температурах (більше 300 ° C) це можливо тільки при високих тисках (у реакторах. ВВЕР-1000 робочий тиск у корпусі 160 атм), що вимагає створення високоміцного корпусу. Насичений водяна пара під тиском 12 -60 атм при температурі до 330 ° C виробляється в другому контурі. У киплячих реакторах пароводяну суміш отримують в активній зоні. Тиск води в першому контурі становить близько 70 атм. При цьому тиску вода закипає в об'ємі активної зони при температурі 280 ° C. Киплячі реактори мають ряд переваг в порівнянні з некіпящей. У киплячих реакторах корпус працює при більш низькому тиску, у схемі АЕС немає парогенератора. Особливість киплячих реакторів полягає в тому, що у них відсутня борное регулювання, компенсація повільних ізмененійреактівності (наприклад, вигоряння палива) проводиться тільки межкассетнимі поглиначами, виконаними у вигляді хреста. Борное регулювання нездійсненно через хорошу розчинності бору в парі (більша його частина буде нестися в турбіну). Бор вводять лише на час перевантаження палива для створення глибокої підкритичності. У більшості киплячих реакторів поглинають стрижні системи управління і захисту розташовуються знизу. Таким чином значно підвищується їх ефективність, так як максимум потоку теплових нейтронів зміщений в реакторах цього типу в нижню частину активної зони. Така схема також зручніша при перевантаженнях палива та звільняє верхню частину реактора від приводів СУЗ, дозволяючи таким чином більш зручно організувати сепарацію пара.

Схема киплячого корпусного ядерного реактора: 1, 2 - стрижні системи управління і захисту (у більшості випадків розташовуються знизу); 3 - ядерне паливо; 4 - біологічний захист; 5 - вихід пароводяної суміші; 6 - вхід води; 7 - корпус

Схема роботи атомної електростанції з киплячим реактором 1. Корпус реактора; 2. Тепловиділяючі збірки 3. Стрижні управління і захисту 4. Циркуляційні насоси 5. Приводи стрижнів СУЗ 6. Пар на турбіну 7. Підживлювальний вода 8. Циліндр високого тиску турбіни 9. Циліндр низького тиску турбіни 10. Турбогенератор 11. Збудник 12. Конденсатор 13. Охолоджуюча вода конденсатора 14. Підігрівач підживлювальної води 15. Поживний насос 16. Конденсатний насос 17. Залізобетонну огорожу 18. Підключення до мережі

Умови роботи Для стійкої роботи киплячого корпусного реактора вибирають такий режим, при якому масове паровміст не перевищує певну величину. При великих значеннях масового паросодержания робота реактора може бути нестійкою. Така нестійкість пояснюється тим, що пар витісняє воду з активної зони, а це збільшує довжину уповільнення нейтронів LS. При занадто бурхливому кипінні значення LS зростає настільки, що реактор отримує негативну реактивність і потужність реактора починає падати. Зниження потужності зменшує інтенсивність кипіння, масове паровміст, а значить, і довжину уповільнення. У результаті такого процесу звільняється реактивність, після чого потужність реактора і інтенсивність кипіння починають зростати. Відбувається небезпечне для конструкції реактора і обслуговуючого персоналу коливання потужності. При паровміст нижче допустимого таких небезпечних коливань потужності не відбувається, реактор саморегулюється, забезпечуючи стаціонарний режим роботи. Так, зниження рівня потужності і зменшення інтенсивності кипіння звільняє реактивність, що забезпечує повернення рівня потужності до вихідного. Паровміст води на виході з активної зони залежить від питомої потужності. Тому допустиме паровміст, нижче якого забезпечується стійка робота киплячого реактора, обмежує потужність реактора із заданими розмірами активної зони. При такому обмеженні з одиниці об'єму киплячого реактора знімається менша потужність, ніж з одиниці об'єму некіпящей реактора. Це істотний недолік киплячих реакторів.

Вищесказане справедливо для активної зони, в якій об'єм води-сповільнювача надлишковий щодо оптимального її кількості, що визначається з відношення об'єму води до об'єму палива. У цьому випадку зменшення кількості водисповільнювач нейтронів в активній зоні через кипіння наближає співвідношення обсягів сповільнювач і палива до оптимального і призводить до збільшення розмножуючих властивостей палива. У разі затісненної активної зони, в якій води відносно бракує навіть у відсутність кипіння, поява кипіння буде супроводжуватися зниженням потужності через нестачу уповільнення нейтронів на воді та погіршення розмножуючих властивостей такої паливної середовища