Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа

Современные ядерные реакторы России

Типичная реакция прямого взаимодействия - это реакция срыва, когда налетающей частицей является, например, дейтрон. При попадании одного из нуклонов дейтрона в область действия ядерных сил он будет захвачен ядром, в то время как другой нуклон дейтрона окажется вне зоны действия ядерных сил и пролетит мимо ядра.

 Графитовые тепловые реакторы

Исторически первыми промышленными реакторами – наработчиками плутония – были канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямым проточным водным охлаждением (Аналогом такого реактора является реактор энергетический РБМК, чернобыльского типа). В СССР первый такой реактор А-1 («Аннушка») мощностью 100 МВт пущен 19.05.1948 в Челябинске-40 (Химический комбинат «Маяк», г.Озёрск Челябинской области). Второй уран-графитовый реактор-наработчик плутония АВ-1 мощностью около 1000 МВт введён в строй в июле 1950. Третий подобный реактор АВ-2 мощностью 300 МВт пущен в марте 1951. Позднее его мощность была увеличена до 1400 МВт. В декабре 1951 запущен исследовательский уран-графитовый реактор АИ, предназначенный для испытаний тепловыделяющих элементов, а в октябре 1952 запущен четвертый уран-графитовый реактор-наработчик плутония АВ-3 мощностью 1000 МВт. Всего на комбинате «Маяк» в разные годы были введены в эксплуатацию 10 реакторов разной модификации, 8 из которых остановлены до 1991 года. (Реактор АИ остановлен в мае 1987, А-1 – в июне 1987, АВ-1 – в августе 1989, АВ-2 –в июле 1990, АВ-3 – в ноябре 1990).

Вторым предприятием, на котором были построены реакторы-наработчики оружейного плутония был Сибирский химический комбинат (СХК, г.Северск, Челябинской области). Промышленные урано-графитовые реакторы, предназначенные для наработки плутония, выработки электроэнергии и теплоснабжения Северска и Томска. Реакторы были запущены, соответственно, в 1955, 1958, 1961, 1964, 1965. Три из них заглушены, соответственно, в 1990, 1991, 1992 гг. Два реактора АДЭ-4, 5 продолжают функционировать в настоящее время. Сроки эксплуатации АДЭ-4 и АДЭ-5 продлены до 2020, с с переводом их на малообогащенный уран и снижением мощности на 20%. Пониженная мощность ведет к меньшему выделению тепла и снижает вероятность деформации графитовых стержней. Теплоноситель, вода, движется в каналах с низу в верх, омывая ТВС и снимая тепловую энергию. Подвод теплоносителя осуществляется к каждому каналу, существует возможность регулировать расход воды через канал.

Третьим заводом, на котором построены реакторы про наработке плутония, был Красноярский горно-химический комбинат (Железногорск, Красноярск-26). Первый уран-графитовый реактор введен в эксплуатацию в 1958 (эксплуатировался 33 года), второй - в 1961 (эксплуатировался 35 лет). Эти реакторы работали в проточном режиме, со сбросом охлаждающей воды в реку Енисей. Проточные реакторы выведены из эксплуатации. Третий реактор, АДЭ-2 с замкнутым контуром, пущен в эксплуатацию в 1964. Тепло с этого атомного реактора используется для выработки электрической энергии и нагрева сетевой воды, которая с 1966 подается для горячего водоснабжения и отопления жилого массива, школ, больниц, промышленных предприятий Железногорска. Реактор работает до сих пор, хотя его мощность снижена на 20%

В год реакторы АДЭ-2, АДЭ-4 и АДЭ-5 вместе нарабатывают 1500 кг плутония.

Атомные электростанции

Атомные электростанции по принципу своей работы также можно отнести к ТЭС, с тем лишь отличием, что в качестве топлива используется радиоактивное топливо (обогащенный уран). АЭС проектируются и сооружаются с реакторами различного типа на тепловых и быстрых нейтронах по одноконтурной, двухконтурной или трехконтурной схеме. АЭС могут производить как электрическую, так и тепловую энергию.

Упрощенная схема двухконтурной АЭС.

Процесс полураспада радиоактивного топлива сопровождается выделением большого количества тепловой энергии, которая и используется для получения перегретого пара. Для обеспечения радиационной изоляции используются раздельные контуры теплоносителей. Теплоноситель, соприкасающийся с радиоактивным топливом, в первом контуре не вступает в непосредственный контакт с водой циркулирующей во втором контуре. Передача теплоты происходит в теплообменных аппаратах.

Оборудование второго контура включает турбину Тб и конденсатор К и является аналогичным основному оборудованию ТЭС. Первый радиоактивный контур содержит реактор Р, парогенератор ПГ и питательный насос ПН. В качестве расщепляющего материала на АЭС обычно используют уран 235U в виде концентрата закиси-окиси урана U3О8. Поглощая один нейтрон, уран 235U делится на две части с выделением энергии. При расщеплении 1 кг урана 235U выделяется энергия эквивалентная энергии, выделяющейся при сгорании примерно 2900 тонн угля.

Особенности АЭС:

1. Могут сооружаться в любом географическом месте, в том числе и труднодоступном.

2. Требуют малого количества топлива.

3. Слабо загрязняют атмосферу.

Реакции, вызываемые быстрыми частицами с энергией, превышающей десятки МэВ, протекают без образования составного ядра. И ядерная реакция, как правило, является прямой. В этом случае налетающая частица непосредственно передает свою энергию какой-то частице внутри ядра, например, одному нуклону, дейтрону, ?-частице и т. д., в результате чего эта частица вылетает из ядра.
Реакторы третьего поколения ВВЭР-1500