Типы ядерных реакторов используемых в мире

Было разработано и даже развернуто поразительное разнообразие типов ядерных реакторов, основанных на различных сочетаниях замедлителя, теплоносителя и топлива. В мире порядка 450 ядерных реакторов построенных по различным типам.

Имеется следующие типы ядерных реакторов по техническим признакам:

  • 359 легководных реактора, включая 265 с водой под давлением и 94 с кипящей водой
  • 44 реактора на тяжелой воде под давлением
  • 18 с газовым охлаждением и графитовым замедлителем
  • 16 с легким водяным охлаждением и графитовым замедлителем
  • 13 реактора на быстрых нейтронах

Типы ядерных реакторов

Легководные

На сегодняшний день наиболее распространенным типом ядерного реактора обеспечивающий цепную реакцию на легкой воде. В легководных реакторах вода служит как замедлителем для замедления деления нейтронов, так и теплоносителем для переноса тепла от активной зоны к турбинам для выработки электроэнергии.

Легководные реакторы развились из военно-морской реакторной программы для атомных подводных лодок. Подводные устройства требуют высокой плотности мощности, что обусловлено ограниченностью пространства. Вода легко доступна как для замедления, так и для охлаждения. Эти реакторы также заправляются “в автономном режиме”; другими словами, отключаются для дозаправки, что не является проблемой для подводных лодок, поскольку они должны возвращаться в порт и обслуживаться через регулярные промежутки времени.

Но пока считается что на легкой воде считается оптимальным типом ядерных реакторов  для гораздо более крупных наземных гражданских электростанций и обеспечивающих ядерный топливный цикл.

Легководные типы реакторов сегодня составляют подавляющее большинство глобальных установленных мощностей.

В России строились, в основном, легководные реакторы где замедлителем нейтронов и теплоносителем является обычная вода.

На “тяжелой воде”

В Канаде был разработан совершенно иной подход и типы ядерных реакторов. Их  цепная реакция деления используют “тяжелую воду” (D2O, а не H2O, где дейтерий (D) состоит из одного протона и одного нейрона) в качестве замедлителя и хладагента. D2O встречается естественным образом как очень малая составляющая обычной воды-одна на каждые 3200 молекул. Преимущество использования тяжелой воды заключается в том, что природный уран может служить топливом для реактора—по сути, вода “обогащается” (химическими и фракционными методами дистилляции), а не ураном. То есть используется менее обогащенный уран.

Еще одним преимуществом типа реакторов на тяжелой воде  является то, что они могут быть заправлены в режиме on-line, поэтому их не нужно отключать для дозаправки. Поскольку в реакторах используются тяжелые металлы, они производят больше плутония из своего уранового топлива, что увеличивает риск распространения радиации.

С газовым охлаждением и графитовым замедлителем

Другие типы реакторов, такие как в Великобритании, также используют природный уран в качестве топлива, но графит для “смирения” нейтронов и CO2 в качестве хладагента.

Гелий также может использоваться в качестве теплоносителя в реакторах с газовым охлаждением.

Реакторы-размножители

С самых первых дней развития ядерной энергетики было осознано, что для того, чтобы ядерная энергетика имела долгосрочное будущее, необходима разработка и развертывание реакторов-размножителей. Особенностью является способность к контролируемому воспроизводству (размножению) делящихся ядер ядерного топлива. Воспроизводство ядерного горючего в реакторах осуществляется за счёт поглощения части нейтронов 238U  и образования 239Рu. В экономическом отношении тип реактора с размножителем дороже.

Но  если бы использовались только тепловые реакторы, то запасы урана считались бы недостаточными для того, чтобы долго питать грандиозные ядерные программы, которые предусматривались. Более поздние оценки запасов, хотя и достаточные в течение столетий при нынешних уровнях использования, очень скоро будут исчерпаны. Это в случае если определенные типы ядерных реакторов будут необходимы для обеспечения сегодняшнего уровня электроэнергии, не говоря уже об общем производстве первичной энергии.

Системы безопасности

В течение четырех десятилетий после аварии в 1979 году на на АЭС Три-Майл-Айленд близ, штат Пенсильвания, США  основной упор в проектировании реакторов делался на повышение безопасности. Цель состояла в том, чтобы сделать реакторы “полностью безопасными”, так что даже в случае аварии с потерей теплоносителя они все еще могут безопасно охлаждаться. Для таких типов ядерных реакторов, если по какой-либо причине поток охлаждающей воды уменьшается, аварийные насосы быстро включаются. Если они также терпят неудачу, происходит авария потери хладоагента.

Даже если реакции деления будут остановлены полным введением стержней управления, чтобы абсорбировать все нейтроны, много тепла все равно будет генерироваться в ядре от распада короткоживущих побочных продуктов деления цепной реакции. (Как правило, выходная тепловая мощность распада составляет 5-6 % от общей тепловой мощности работающей реакции.) Чем дольше топливо находится в устройстве, тем больше выходная тепловая мощность распада, которая должна быть удалена. Если его не удалять непрерывно, то существует опасность расплавления тепловыделяющих элементов с последующим повреждением корпуса реактора. Безопасность легководного реактора  не достаточно обеспечивается высокой плотностью энергии в активной зоне реактора.

Одним из подходов к повышению безопасности является использование пассивных механизмов безопасности, а не использование активных аварийных водяных насосов высокого давления.

Пассивные функции безопасности основаны на естественных физических процессах, так что даже если все активные системы выйдут из строя, ядро не перегреется. Новый реактор другой конструкции, например, опирается на большой резервуар, заполненный холодной борированной водой (т. е. водой, содержащей буру). Если давление в активной зоне остается повышенным, холодная вода циркулирует в результате отрицательной плавучести.

Конвективное охлаждение работает до тех пор, пока требуется охлаждение сердечника. По своей сути эти конструкции даже лучше, чем пассивные системы. Конструкции с галечным слоем упаковывают топливные гранулы в слои керамических материалов, которые имеют более высокие температуры плавления, чем может быть достигнуто даже без охлаждения.

Тип малых реакторов

Если ядерная энергетика когда-либо станет крупным глобальным источником энергии, то она также должна быть освоена большинством стран мира, а не только нынешними технологически развитыми экономиками, на долю которых сегодня приходится почти весь ядерный энергетический потенциал. Одним из предложений является строительство малых реакторов, предназначенных для работы без капитального ремонта, необходимого в течение 30 лет в странах с низкими требованиями к пропускной способности энергосистемы.

Обычные типы ядерных реакторов могут иметь электрическую мощность в один ГВт или более, часто слишком большую для поглощения сетями малых стран.

Разрабатываются  малые реакторы предназначенные для использования в населенных пунктах, удаленных от сети, в таких регионах, как Сибирь, где потребность в электроэнергии составляет всего 10 МВт. Для зарубежной эксплуатации они должны были быть погружены в предположительно “защищенную от взлома” капсулу, а затем отправлены производителю в конце срока их эксплуатации. Россия работает над разработкой малых ядерных генераторов как для местных, так и для экспортных рынков.

Трудности с существующими ядерными энергетическими программами

Ядерная энергетика была, безусловно, самым спорным из всех источников энергии.

В 1970-х и 1980-х годах во многих странах развернулись мощные антиядерные движения вокруг вопросов добычи урана, безопасности реакторов и уровня радиации, распространения и удаления ядерных отходов.

Несомненно, из-за аварии на АЭС в 1979 году в США  и Чернобыльской катастрофе в 1986 году этим движениям удалось добиться снижения темпов строительства новых атомных электростанций.