Классификация ядерных реакторов и АЭС.

1) по уровню энергии нейтронов:

· Реакторы на тепловых нейтронах.

В реакторе на тепловых нейтронах большая часть делений ядер происходит нейтронами тепловых энергий (Е_n=0,065эВ). Для того, чтобы уменьшить энергию нейтронов деления до тепловой в реакторах используют замедлители. Необходимость замедления нейтронов обусловлено тем, что эффективные сечения деления ядер топлива тепловыми нейтронами намного больше, чем сечения деления ядер топлива нейтронами больших энергий. Например, сечение деления ²³⁵U для тепловых нейтронов составляет 585барн, а для быстрых – 1,3барна. Поэтому в тепловых реакторах используется топливо относительно небольшого обогащения. Для них характерны концентрации ядерного топлива (²³⁵U ) в активной зоне от 1кг/м³ до 100 кг/м³.

Существенным недостатком этого типа реакторов является потеря нейтронов в процессе замедления и тепловых нейтронов в результате их поглощения замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. Поэтому особенно к конструкционным материалам активной зоны предъявляются жесткие нейтронные требования (эффективное сечение поглощения конструкционных материалов должно быть небольшим).

· Реакторы на промежуточных нейтронах.

В реакторах на промежуточных нейтронах, в которых большинство актов деления вызывается нейтронами с энергией выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ), масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах и концентрация ядерного топлива (²³⁵U ) в активной зоне от 100кг/м³ до 1000 кг/м³. Особенность работы такого реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом энергии нейтронов в промежуточной области уменьшается слабее, чем сечения поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом, растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения. Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов, что дает возможность повысить удельный теплосъем с поверхности нагрева реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах вследствие уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых. Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах.

В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используются вещества, слабо замедляющие нейтроны, например, жидкие металлы. Замедлителем служит графит, бериллий и др.

· Реакторы на быстрых нейтронах.

В реакторах на быстрых нейтронах деление ядер топлива происходит в основном нейтронами, энергия которых выше 100 кэВ. Вероятность реакции деления в таких реакторах примерно в 200-300 раз меньше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Вследствие этого концентрация делящегося вещества в активной зоне быстрого реактора значительно выше, чем в активной зоне теплового. Для реакторов на быстрых нейтронахарактерны концентрации ядерного топлива ²³⁵U или ²³⁹Pu порядка 1000 кг/м³

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводства ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Для обеспечения высокой концентрации ядерного топлива необходимо достижение максимального тепловыделения на единицу объема активной зоны. Это можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например, натрия, калия, или энергоемких газовых теплоносителей, обладающих наилучшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы. В качестве теплоносителя можно использовать также пары воды. Паразитный захват быстрых нейтронов ядрами конструкционных материалов и продуктов деления крайне незначительный, поэтому для быстрых реакторов существует широкой выбор конструкционных материалов, позволяющих повысить надежность активной зоны. Следовательно, в них можно достичь высокой степени выгорания делящихся веществ.

2) По способу размещения топлива и замедлителя в активной зоне:

· Гомогенные

В гомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель перемешаны и находятся в одном физическом состоянии, т.е. активная зона полностью гомогенного реактора представляет жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя и замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона находится внутри стального сферического корпуса и представляет жидкую однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава (например, раствор уранил-сульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте), который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.

Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся внутри сферического корпуса реактора, в результате температура раствора повышается. Горячий раствор из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркуляционным насосом направляется опять в реактор. Для того чтобы ядерная реакция деления не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы объемы горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют ряд преимуществ по сравнению с гетерогенными. Это несложная конструкция активной зоны и минимальные ее размеры, возможность в процессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.

Однако гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, что требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только часть топлива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая часть – во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды взрывоопасной гремучей смеси требует устройств для ее дожигания. Все это привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого распространения.

· Гетерогенный реактор

В гетерогенном реакторе топливо в виде блоков размещено в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены. В настоящее время для энергетических целей проектируются только гетерогенные реакторы.

3) В зависимости от применяемого замедлителя:

· графитовые;

· легководные;

· тяжеловодные;

· органические;

4) По виду теплоносителя:

· газовые;

· легководные;

· тяжеловодные;

· органические;

· жидкометаллические;

5) По конструктивному исполнению:

· Корпусные реакторы. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя.

· Канальные реакторы.В канальных реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал.