Ядерный реактор. История появления и классификация
Я́дерный реа́ктор - устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления, которая всегда сопровождается выделением энергии.
Активная зона опытного реактора Национальной лаборатории Айдахо. Хорошо видно голубое свечение - эффект Вавилова - Черенкова.
Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде 5 сентября 1945 года [«ZEEP - Canada’s First Nuclear Reactor», Canada Science and Technology Museum]. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова [Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. - М.: Логос, 2008. - 438 с. - ISBN 978-5-98704-272-0]. К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов.
Теоретическую группу «Урановый проект» нацистской Германии, работающую в Обществе кайзера Вильгельма, возглавлял Вайцзеккер, но лишь формально. Фактическим лидером стал Гейзенберг, разрабатывающий теоретические основы цепной реакции, Вайцзеккер же с группой участников сосредоточился на создании «урановой машины» - первого реактора. Поздней весной 1940 года один из учёных группы - Хартек - провёл первый опыт с попыткой создания цепной реакции, используя оксид урана и твёрдый графитовый замедлитель. Однако имеющегося в наличии делящегося материала не хватило для достижения этой цели. В 1941 году в Лейпцигском университете участником группы Гейзенберга Дёпелем был построен стенд с тяжеловодным замедлителем, в экспериментах на котором к маю 1942 года удалось достичь производства нейтронов в количестве, превышающем их поглощение. Полноценной цепной реакции немецким учёным удалось достичь в феврале 1945 года в эксперименте, проводимом в горной выработке близ Хайгерлоха. Однако спустя несколько недель ядерная программа Германии прекратила существование
[Horst Kant. Werner Heisenberg and the German Uranium Project (англ.). Preprint 203. Max Planck Institute for the History of Science (2002). Проверено 10 февраля 2012, архивировано 30 мая 2012 года];
[Круглов А. К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. - М.: ЦНИИатоминформ, 1995. - 380 с. - ISBN 5-85165-011-7].
Цепная реакция деления ядер была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный «Чикагской поленницей» (Chicago Pile-1, CP-1).
«Чикагская поленница-1»
Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его диоксида. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ядерным топливом.
В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был построен в Лаборатории № 2 АН СССР (Москва). Этот реактор выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности. Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1948 году введён в действие реактор И-1 (по другим данным он назывался А-1) по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.
Классификации
1. По назначению
По характеру использования
[Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - С. 21-22. - 351 с. - ISBN 5-283-03836-X];
[Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов / Под ред. Г. А. Батя. - М.: Энергоиздат, 1982. - С. 31. - 511 с.];
[Angelo, Joseph A. Nuclear technology. - USA: Greenwood Press, 2004. - P. 275-276. - 647 p. - (Sourcebooks in modern technology). - ISBN 1-57356-336-6]
ядерные реакторы делятся на:
- Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт. В отдельную группу выделяют:
-- Транспортные реакторы, предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения - морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике.
- Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.
- Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в том числе деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
- Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки изотопов, применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239Pu. Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды.
Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми. Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.
2. По спектру нейтронов
- Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
- Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)
- Реактор на промежуточных нейтронах
- Реактор со смешанным спектром
3. По размещению топлива
- Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
- Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).
В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.
Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.
4. По виду топлива
По изотопу:
- изотопы урана 235U, 238U, 233U
- изотоп плутония 239Pu, также изотопы 239-242Pu в виде смеси с 238U (MOX-топливо)
- изотоп тория 232Th (посредством преобразования в 233U)
По степени обогащения:
- природный уран
- слабо обогащённый уран
- высоко обогащённый уран
По химическому составу:
- металлический U
- UO2 (диоксид урана)
- UC (карбид урана) и т.д.
5. По виду теплоносителя
- H2O (см. Водо-водяной реактор)
- Газ (см. Графито-газовый реактор)
- D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
- Реактор с органическим теплоносителем
- Реактор с жидкометаллическим теплоносителем
- Реактор на расплавах солей
- Реактор с твёрдым теплоносителем
6. По роду замедлителя
- С (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)
- H2O (вода, см. Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР)
- D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
- Be, BeO
- Гидриды металлов
- Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)
7. По конструкции
- Корпусные реакторы
- Канальные реакторы
8. По способу генерации пара
- Реактор с внешним парогенератором (см. Водо-водяной реактор, ВВЭР)
- Кипящий реактор
9. Классификация МАГАТЭ
Международное агентство по атомной энергии использует следующую классификацию основных типов энергетических ядерных реакторов в соответствии с применяемыми в них материалами теплоносителя и замедлителя
[Глоссарий терминов, используемых в базе данных PRIS]:
- PWR (pressurized water reactor) - реактор с водой под давлением, в котором легкая вода является и теплоносителем и замедлителем (например ВВЭР);
- BWR (boiling water reactor) - кипящий реактор, в котором, в отличие от PWR, образование пара, подаваемого на турбины, происходит непосредственно в реакторе;
- FBR (fast breeder reactor) - реактор-размножитель на быстрых нейтронах, не требующий наличия замедлителя;
- GCR (gas-cooled reactor) - газоохлаждаемый реактор. В качестве замедлителя используется как правило графит;
- LWGR (light water graphite reactor) - графито-водный реактор, например РБМК;
- PHWR (pressurised heavy water reactor) - тяжеловодный реактор;
- HTGR (high-temperature gas-cooled) - высокотемпературный газоохлаждаемый реактор;
- HWGCR (heavy-water-moderated, gas-cooled reactor) - газоохлаждаемый реактор с тяжеловодным замедлителем;
- HWLWR (heavy-water-moderated, boiling light-water-cooled reactor) - кипящий реактор с замедлителем из тяжелой воды;
- PBMR (pebble bed modular reactor (англ.)) - модульный реактор с шаровыми твэлами;
- SGHWR (Steam-Generating Heavy-Water Reactor) - кипящий тяжеловодный реактор.
Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.