Ядерные реакторы.

Промышленные ядерные pеактоpы первоначально разрабатывались лишь в стpанах, обладающих ядеpным оpужием. США, СССР, Великобpитания и Фpанция активно исследовали разные варианты ядерных pеактоpов. Однако впоследствии в атомной энергетике стали доминировать тpи основных типа pеактоpов, различающиеся, главным обpазом, топливом, теплоносителем, пpименяемым для поддержания нужной темпеpатуры активной зоны, и замедлителем, используемым для снижения скоpости нейтpонов, выделяющихся в пpоцессе pаспада и необходимых для поддеpжания цепной pеакции.

Атомные реакторы можно в общих признаках классифицировать по используемым в них охлади-телям и замедлителям. Теплоноситель – это текучая среда (жидкость или газ), которая использу-ется для отвода тепла из активной зоны ядерного реактора в турбину генератора. Замедлитель – это носитель, который снижает скорость нейтронов так, чтобы поддерживать в активной зоне ре-актора ядерную цепную реакцию. Существует много различных комбинаций охладителей и за-медлителей, но среди моделей реакторов, которые сейчас функционируют или предлагаются на рынке, можно выделить четыре возможных охладителя и три замедлителя.

Наиболее общими типами атомных установок являются легководный ядерный реактор под дав-лением (PWR) и легководный кипящий ядерный реактор (BWR). Эта технология, которая изна-чально использовалась в двигателях атомных подводных лодок, в качестве охладителя и замед-лителя использует обычную воду («легкую воду»). Преимущество воды заключается в ее деше-визне, хотя это и не самый эффективный замедлитель (некоторые нейтроны впитываются моле-кулами воды вместо того, чтобы «отскакивать» от нее). В результате пришлось увеличить про-порцию активных изотопов урана с 0, 7 процента, содержащихся в природном уране, до более чем трех процентов. А это достаточно дорогостоящий процесс.

Недостаток воды в качестве охладителя заключается в том, что вода - это жидкость, и если про-изойдет разрыв в контуре охладителя, вода закипит и перестанет действовать как необходимо. Поэтому главным преимуществом в дизайне реактора является возможность избежать т.н. «ава-рии с потерей охладителя». Основное различие между моделями PWR и BWR заключается в том, что в BWR охлаждающая вода доводится до кипения и подается напрямую к генератору, турби-ны, где пар, созданный в активной зоне реактора, приводит в действие турбину. В модели PWR охлаждающая вода поддерживается в жидком состоянии благодаря давлению. Теплообменник (парогенератор) используется для перевода энергии во вторичный контур, где вода доводится до кипения и приводит в движение турбину. Поэтому модели BWR менее сложные, нежели PWR, но в силу того, что охлаждающая вода проходит напрямую к турбине, радиоактивное загрязнение установки больше. Большинство российских моделей реакторов ВВЭР по сути являются PWR. В Великобритании есть один работающий реактор типа PWR - Sizewell B, но ни одного реактора типа BWR.

На некоторых установках в качестве охладителя и замедлителя используется «тяжелая вода», са-мой распространенной моделью такого типа является Candu, разработанная в Канаде. В тяжелой воде изотоп водорода дейтерий заменяет самую распространенную форму атома; тяжелая вода является более эффективным замедлителем, и на установках типа Candu можно использовать природный (необогащенный) уран. Однако вся эффективность этой модели уравновешивается стоимостью производства тяжелой воды.

Все британские реакторы за исключением Sizewell B охлаждаются углекислым газом, а в качест-ве замедлителя используется графит. На установках первого поколения (модели Magnox) исполь-зуется природный уран, однако они не в состоянии длительное время работать на полную мощ-ность, так как углекислый газ в качестве охладителя при контакте с водой слегка окисляется и становится причиной коррозии труб. Установки второго поколения используют обогащенный уран и улучшенные материалы для предотвращения коррозии. Графит является эффективным замедлителем, но по сравнению с водой он очень дорогой; кроме того, к его недостатками можно отнести воспламеняемость, способность трескаться и деформироваться под воздействием радиа-ции.

На модели РБМК, использованной на Чернобыльской АЭС, в качестве замедлителя применяется графит, а в качестве охладителя – легкая вода.

Стойкий интерес вызывают реакторы, в которых в качестве охладителя используется газообраз-ный гелий, а в качестве замедлителя - графит, - это т.н. высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (HTGR). Гелий полностью инертен и является эффектив-ным, хотя и дорогим охладителем. Использование гелия и графита означает, что реактор функ-ционирует при гораздо большей температуре, нежели реакторы, использующие для охлаждения легкую воду или углекислый газ, благодаря чему больше тепловой энергии может быть превра-щено в электрическую; кроме того, появляются возможности использования части тепла для промышленных процессов при одновременном производстве электроэнергии. Однако, несмотря на исследования, ведущиеся в нескольких странах, включая Великобританию, на протяжении бо-лее чем 50 лет, до сих пор ни одной промышленной установки такого типа не было построено, а демонстрационные установки показывают неудовлетворительные результаты.

В последнее время возобновился интерес к технологии HTGR как к способу производства водо-рода в качестве топлива, которое может придти на смену бензину. Одной из самых передовых программ является южно-африканская программа, в ходе которой на основе старых немецких технологий создается модульный газоохлаждаемый ядерный реактор с шаровыми ТВЭЛами (PBMR). Эта модель так называется из-за того, что топливные элементы для нее производится в форме «голышей» размером с теннисный шар. Однако южно-африканская программа развивает-ся с серьезным отставанием, и модель едва ли будет представлена для промышленных заказов раньше 2015 года.