Какие бывают атомные реакторы?

В декабре 1942 года в Чикаго (США) был запущен первый реактор. Главное его назначение было производить оружейный плутоний. А в декабре 1946-го первый атомный реактор был запущен в СССР (с теми же целями). С тех пор прошло больше 70 лет.

С 1954 года, с пуска Обнинской АЭС, начата выработка электричества на атомных электростанциях. Сегодня на АЭС производят 10.7% всего электричества (в 2018 году это составило 2560 ТВт-ч).

Какие типы атомных реакторов эксплуатируются в наше время?

Существует много разных методов классификации типов реакторов. Один из них — делить по типу нейтронов: реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах (РБН) начинают строить только в РФ (про них стоит говорить отдельно), все остальные виды реакторов, используемые сегодня в мире — реакторы на тепловых нейтронах.

В наше время электричество вырабатывают реакторы на тепловых нейтронах следующих типов:

• ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор);
• РБМК (Реактор Большой мощности Канальный);
• реакторы на тяжелой воде.

Есть еще реакторы с шаровой засыпкой и газовым контуром.

Все эти типы реакторов имеют свои сильные и слабые стороны.

ВВЭР наиболее распространены в России и Восточной Европе. Они работают только на обогащенном уране (4.5% U-235). В качестве замедлителя и теплоносителя в них используется обычная вода. Давление теплоносителя в ВВЭР держит мощный корпус реактора. Электрогенераторы на таких АЭС работают от пара, циркулирующего во втором контуре, радиоактивная вода/пар первого контура не контактирует с электрогенераторами. Атомные станции, оснащенные реакторами такого типа, очень надежны, но для их функционирования необходим обогащенный уран.

РБМК (их еще называют «реакторами чернобыльского типа») есть в РФ, они стоят на АЭС в Питере (со времен Ленинграда), Курске и Смоленске, их много в Западной Европе и Юго-Восточной Азии. Они очень мощные, освоено строительство блоков в 1000 МВт. РБМК относятся к реакторам «кипящего» типа. Замедлителем нейтронов в них выступает графит, а вода — теплоноситель. Они устроены проще, чем ВВЭР, могут работать на менее обогащенном уране, но поскольку в них нет второго контура теплоносителя и турбину электрогенератора крутит радиоактивный пар, на таких АЭС более вероятны утечки радиации.

Кроме того, как показала Чернобыльская катастрофа, реакторы данного типа предъявляют высокие требования к квалификации обслуживающего персонала и к соблюдению правил безопасной эксплуатации.

Практикой доказано, что во время эксплуатации категорически запрещено ставить на таких реакторах эксперименты типа «а что будет, если отключить защиту и разогнать реактор», хотя при квалифицированном обслуживании такие АЭС работают надежно и долго.

Преимуществом РБМК по сравнению с ВВЭР является тот факт, что во время эксплуатации реакторов такого типа вырабатывается большее количество плутония.

Реакторы на тяжелой воде строят в основном в США. В настоящее время в эксплуатации находится 47 таких реакторов, а 3 — строятся.

1 — ТВЭЛы, 2 — корпус реактора, 3 — аварийная защита, 4 — компенсатор давления, 5 — парогенератор, 6 — насос для воды, 7 — паровой насос первого контура, 8 — топливозагрузочная машина, 9 — замедлитель (дейтерий).

Название реактора запатентовано, это сокращение от «CANada Deuterium Uranium». Устройства данного типа могут использовать в качестве теплоносителя первого контура как дейтерий, так и обычную воду.

Кроме Канады такие реакторы построены в Пакистане, Аргентине, Южной Корее, Индии и Румынии. В Индии сейчас идет разработка «улучшенного CANDU», предполагается использовать в нем не уран, а торий. Применение в качестве замедлителя дейтерия позволяет использовать менее обогащенный уран, тяжелая вода в качестве замедлителя — лучше графита. Вот только ее добыча — весьма дорогой процесс.

Реакторы с шаровой засыпкой — перспективная технология. Сферический реактор, заполненный сферическими же тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ). Через сферу реактора продувается инертный газ. ТВЭЛы выделяют тепло, которое уносится в теплообменник. Вне корпуса реактора горячий газ передает свое тепло воде, пар крутит турбину и дает электричество.

ТВЭЛы для реакторов такого типа состоят из графита с вкраплениями металлического урана. Плюсами такой технологии является безопасность реактора: невозможен его разгон и взрыв газа. А минус — новая технология не отлажена и неизвестно, как поведут себя ТВЭЛы нового типа в условиях длительной эксплуатации.

Реакторы на быстрых нейтронах (РБН) только начинают строиться. Пока технология РБН разработана только в РФ. На Белоярской АЭС стоят блоки БН-600 (№ 2, начал давать ток 8 апреля 1980) и БН-800 (№ 4, подключен к энергосистеме 10.12.2015).

При работе на быстрых нейтронах в активной зоне реактора не используется замедлитель, а тепловыделение более чем на порядок выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Вода, как теплоноситель, с таким потоком тепла не справляется, потому в качестве теплоносителя для таких реакторов используется расплавленный натрий.

Главным преимуществом РБН является тот факт, что при эксплуатации из урана-238 воспроизводится плутоний. Быстрые нейтроны заставляют уран-238 превратиться в уран-239, который нестабилен и в результате бета-распада превращается в плутоний-239, ценнейшее сырье атомной промышленности.

До сих пор продолжается отработка технологии использования реакторов на быстрых нейтронах. Когда технология будет окончательно освоена, проблема нехватки урана исчезнет, так как теперь в качестве ядерного топлива можно будет использовать не только те 0.72% урана-235, но и остальные 99.28% урана-238. Ведь использование плутония в качестве добавки к урану в так называемом мокс-топливе уже вполне отлажено. Например, японские АЭС работают именно на таком топливе.

И чего только так шумят «зеленые» активисты? Ведь АЭС дают дешевое электричество: в прошлом году, напомню — 2560 ТВт-ч.