2.1 По типу реакторов

Первый вид реакторов – это реакторы на тепловых нейтронах. Реактор на тепловых нейтронах — это ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии. Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующих в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным.

Принцип работы состоит в том, что в результате ядерных взаимодействий с материалами реактора нейтроны замедляются и их энергия снижается. В реактор специально добавляют материалы, способствующие интенсивному замедлению нейтронов, отсюда и название – тепловые нейтроны. Часть нейтронов снова попадает в ядра урана и снова вызывает их деление. Этим и обеспечивается протекание самоподдерживающейся цепной реакции. в реактор специально добавляют материалы , способствующие интенсивному замедлению нейтронов.

Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и другие. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива природный и слабообогащённый уран.

В мощных энергетических реакторах не всегда удается подобрать подходящие конструкционные материалы с небольшим сечением поглощения. Тогда оболочки, каналы и другие части конструкции реакторов изготовляют из материалов, интенсивно поглощающих нейтроны, таких, как нержавеющая сталь. Дополнительные потери тепловых нейтронов в конструкционных материалах компенсируются использованием урана с высоким обогащением — до 10 %. КПД реакторов на тепловых нейтронах составляет 30%.

Второй вид ректоров – реакторы на быстрых нейтронах. По своей сущности реакторы на быстрых нейтронах похожи на реакторы на тепловых нейтронах. Различие между ними основано на том, что в реакторе на быстрых нейтронах отсутствуют специальные материалы, способствующие интенсивному замедлению нейтронов.

Для наглядного сравнения реакторов тепловых и быстрых нейтронов можно рассмотреть коэффициент воспроизводства. Многие атомы обладают способностью делиться под действием нейтронов, однако далеко не все из них можно использовать в качестве ядерного топлива. К категории ядерного топлива можно отнести только те делящиеся ядра, которые самопроизвольно могут обеспечить протекание незатухающей цепной реакции. В природе существует только один вид ядерного топлива – изотоп урана , содержащийся в естественном уране в количестве 0,7%. Остальные 99,3% приходятся на долю , который сам не является топливом, но может служить сырьем для производства нового ядерного топлива. Преобразование ядерного сырья в топливо происходит в результате его облучения нейтронами. В ядерном реакторе практически всегда вместе с топливом находится сырье, которое постепенно облучается нейтронами и превращается в новое топливо. Из этого следует, что при работе реактора происходит два одновременных процесса: выгорание топлива и образование нового топлива. Количественная характеристика воспроизводства – отношение скорости образования топлива к скорости его выгорания и называется коэффициентом воспроизводства. Чтобы реакторы на быстрых нейтронах не проигрывали по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах, концентрация делящегося вещества в активной зоне в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах, поскольку вероятность вызвать деление атома топлива для них в сотни раз меньше, чем для тепловых.

В качестве теплоносителя для теплоотвода из реактора был выбран обладающий прекрасными теплофизическими и ядерно-физическими свойствами расплавленный натрий. КПД таких реакторов составляет 40%.

Третий вид реакторов – реакторы на легкой воде. В таких реакторах в качестве замедлителя и теплоносителя используется обычная вода. Активная зона реактора набрана из тепловыделяющих сборок, заполненных пластинчатыми или цилиндрическими тепловыделяющими элементами. Корпус тепловыделяющей сборки изготовляют из листового материала, слабо поглощающего нейтроны, обычно из алюминия или циркония. Сборки размещают в цилиндрической клетке, которая вместе со сборками помещается в корпус реактора. Кольцевое пространство между ним и внешней стенкой клетки, заполненное водой, исполняет роль отражателя. Вода, проходя снизу вверх через зазоры между тепловыделяющими элементами, охлаждает их. Таким образом, она играет роль теплоносителя, замедлителя и отражателя. Корпус реактора рассчитывается на прочность, исходя из давления воды. Горловина корпуса закрывается герметической крышкой, которая снимается при загрузке и выгрузке тепловыделяющих сборок.

В физических реакторах на легкой воде обычно используют воду под атмосферным давлением. Корпуса таких реакторов герметичной крышки не имеют, и вода в них находится под атмосферным давлением. Применение воды в качестве теплоносителя и замедлителя определяет ряд специфических особенностей реакторов. Поэтому обычно эти реакторы выделяются в самостоятельную группу и именуются реакторами, охлаждаемыми водой под давлением.

Четвертый вид реакторов – реакторы на тяжелой воде. В таких реакторах в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс, то есть для них требуется менее обогащённый уран, что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов. У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. В принципе хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественном уране, нуждающемся лишь в выделении его из руды, и давать дешевую энергию.

В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается большей ценой энергоблока и теплоносителя.

Пятым и последним видом реакторов является термоядерный реактор. В таких реакторах энергию получают за счет управляемого термоядерного синтеза. В основах такого синтеза лежит реакция слияния легких ядер, и получения из них тяжелых. В результате такой реакции выделяется огромное количество энергии. Однако на данный момент контролировать такую реакцию человечество еще не может. Самым близким к достижению положительного результата является тип термоядерных реакций – токамак.

Его название происходит от первых слогов названий основных компонентов установки – тороидальная камера с магнитным полем. Внешне он напоминает большой трансформатор. Он состоит из замкнутого железного сердечника, первичной и вторичной обмотки, катушек и конденсаторной батареи. В роле вторичной обмотки выступает единственный замкнутый виток вакуумной камеры. Сначала камера заполняется дейтерием при низком давлении. Затем через первичную обмотку пускают переменный электрический ток, и, когда батарея разряжается, в камере появляется электрическое вихревое поле, которое приводит к ионизации дейтерия и нагреву его до высоких температур около 10 миллионов градусов. Ни один материал не способен удержать столь высокую температуру. Стабилизировать плазму в камере можно с помощью сильного магнитного поля. Поле тока имеет силовые линии в виде колец вокруг плазменного витка. Линии поля катушек тоже имеют вид замкнутых коле вдоль плазменного витка. В результате наложения друг на друга образуется траектория – спираль. В сильном магнитном поле частицы движутся по ней.

Главными проблемами такой установки являются резкие скачки температур, искривление радиуса полета разных частиц, нагрев плазмы до нужных температур и другие. КПД таких реакторов составляет приблизительно 33%.