Естественный уран
Слабо обогащённый уран
Чистый делящийся изотоп

По химическому составу:

металлический U
UO₂ (диоксид урана)
UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

H₂O (вода, 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 твердым теплоносителем

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)

По способу генерации пара

Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор, ВВЭР)
Кипящий реактор

Классификация МАГАТЭ

BWR (boiling water reactor) — Кипящий ядерный реактор
FBR (fast breeder reactor) — Реактор на быстрых нейтронах (БН-600)
GCR (gas-cooled reactor) — (advanced gas-cooled reactor (AGR))
LWR (light water reactor) — Легководный реактор
LWGR (light water graphite reactor) — Графито-водный ядерный реактор (РБМК)
PHWR (pressurised heavy water reactor) — Тяжеловодный ядерный реактор (CANDU)
PWR (pressurized water reactors) — Реактор с водой под давлением (реактор со сжатой водой (иногда неправильно, Р. на сжатой воде))

В начале XXI века наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями — H₂O, С, D₂O и теплоносителями — H₂O, газ, D₂O, например, водо-водяные ВВЭР, канальные РБМК.

Перспективными являются также быстрые реакторы. Топливом в них служит ²³⁸U, что позволяет в десятки раз улучшить использование ядерного топлива по сравнению с тепловыми реакторами, это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики

Принцип работы атомного реактора

Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.
Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).
Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий или газ. Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.
Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) — два натриевых и один водяной контуры.
В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции

Кипя́щий я́дерный реа́ктор (англ. Boiling Water Reactor (BWR)) — ядерный реактор, в котором пароводяную смесь получают в активной зоне.

Отличительные особенности

В АЭС с некипящими реакторами температура воды в первом контуре ниже температуры кипения. При необходимых для получения приемлемого коэффициента полезного действия температурах (больше 300 °C) это возможно только при высоких давлениях (в реакторах ВВЭР-1000 рабочее давление в корпусе 160 атм), что требует создания высокопрочного корпуса. Насыщенный водяной пар под давлением 12—60 атм при температуре до 330 °C вырабатывается во втором контуре. В кипящих реакторах пароводяную смесь получают в активной зоне. Давление воды в первом контуре составляет около 70 атм. При этом давлении вода закипает в объёме активной зоны при температуре 280 °C. Кипящие реакторы обладают рядом достоинств по сравнению с некипящими. В кипящих реакторах корпус работает при более низком давлении, в схеме АЭС нет парогенератора.

Особенность кипящих реакторов заключается в том, что у них отсутствует борное регулирование, компенсация медленных изменений реактивности (например, выгорания топлива) производится только межкассетными поглотителями, выполненными в виде креста. Борное регулирование неосуществимо из-за хорошей растворимости бора в паре (большая его часть будет уноситься в турбину). Бор вводят лишь на время перегрузки топлива для создания глубокой подкритичности.

В большинстве кипящих реакторов поглощающие стержни системы управления и защиты располагаются снизу. Таким образом значительно повышается их эффективность, так как максимум потока тепловых нейтронов смещён в реакторах этого типа в нижнюю часть активной зоны. Такая схема также более удобна при перегрузках топлива и освобождает верхнюю часть реактора от приводов СУЗ, позволяя таким образом более удобно организовать сепарацию пара^[1].

Условия работы

Для устойчивой работы кипящего корпусного реактора выбирают такой режим, при котором массовое паросодержание не превышает определённую величину. При больших значениях массового паросодержания работа реактора может быть неустойчивой. Такая неустойчивость объясняется тем, что пар вытесняет воду из активной зоны, а это увеличивает длину замедления нейтронов L_S. При слишком бурном кипении значение L_S возрастает настолько, что реактор получает отрицательную реактивность и мощность реактора начинает падать.

Снижение мощности уменьшает интенсивность кипения, массовое паросодержание, а значит, и длину замедления. В результате такого процесса освобождается реактивность, после чего мощность реактора и интенсивность кипения начинают возрастать. Происходит опасное для конструкции реактора и обслуживающего персонала колебание мощности.

При паросодержании ниже допустимого таких опасных колебаний мощности не происходит, реактор саморегулируется, обеспечивая стационарный режим работы. Так, снижение уровня мощности и уменьшение интенсивности кипения освобождает реактивность, обеспечивающую возврат уровня мощности к исходному. Паросодержание воды на выходе из активной зоны зависит от удельной мощности. Поэтому допустимое паросодержание, ниже которого обеспечивается устойчивая работа кипящего реактора, ограничивает мощность реактора с заданными размерами активной зоны. При таком ограничении с единицы объёма кипящего реактора снимается меньшая мощность, чем с единицы объёма некипящего реактора. Это существенный недостаток кипящих реакторов.

Вышесказанное справедливо для активной зоны, в которой объем воды-замедлителя избыточен относительно оптимального её количества, определяемого из отношения объёма воды к объёму топлива. В этом случае уменьшение количества воды-замедлителя нейтронов в активной зоне из-за кипения приближает соотношение объёмов замедлителя и топлива к оптимальному и приводит к увеличению размножающих свойств топлива.

В случае затеснённой активной зоны, в которой воды относительно недостаёт даже в отсутствие кипения, появление кипения будет сопровождаться снижением мощности из-за недостатка замедления нейтронов на воде и ухудшения размножающих свойств такой топливной среды.

5.Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для ее сжигания.

на тему (стр. 3 из 4)