Ядерным энергетическим реактором называют агрегат, предназначенный для получения тепла из ядерного горючего путём самоподдерживающийся управляемой цепной реакции, деления атомов этого горючего. При работе ядерного реактора, для исключения возникновения цепной реакции, для искусственного гашения реакции используют замедлители, методом автоматического ввода в реактор элементов замедлителей. Чтобы поддерживать мощность реактора на постоянном уровне, необходимо соблюдать условие постоянства средней скорости деления ядер, так называемый коэффициент размножения нейтронов [2].
Атомный реактор характеризуется критическими размерами активной зоны, при которых коэффициент размножения нейтронов К=1. Задаваясь составом ядерного делящего материала, конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, выбирают вариант, при котором К = ∞ имеет максимальное значение. Эффективный коэффициент размножения представляет собой отношение числа рождений нейтронов к числу актов их гибели в результате поглощения и утечки.
Реактор с использованием отражателя уменьшает критические размеры активной зоны, выравнивает распределение потока нейтронов и увеличивает удельную мощность реактора, отнесённую к 1кг загруженного в реактор ядерного горючего. Расчёт размеров активной зоны производится сложными методами [3].
Реакторы характеризуются циклами и типами реакторов. Топливным циклом или циклом ядерного горючего называются совокупность последовательных превращений топлива в реакторе, а так же при переработке облученного топлива после его извлечения из реактора с целью выделения вторичного топлива и невыгоревшего первичного топлива.
Топливный цикл определяет тип ядерного реактора, а именно:
- реактор –конвектор;
- реактор-размножитель;
- реакторы на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах;
- реактор на твёрдом, жидком и газообразном топливе;
- гомогенные и гетерогенные реакторы и другие.
Классифицируя ядерные реакторы их можно распределить по нескольким признакам:
- По назначению
- по уровню энергии нейтронов, вызывающих большинство делений ядер топлива;
- по виду замедлителя нейтронов;
- по виду и агрегатному состоянию теплоносителя;
- по признаку воспроизводства ядерного топлива;
- по принципу размещения ядерного топлива в замедлителе,
- по агрегатному состоянию ядерного топлива.
Реакторы, предназначенные для выработки электрической или тепловой энергии называются энергетическими, так же реакторы бывают технологические и двухцелевые.
По уровню энергии реакторы подразделяются:
- на тепловых нейтронах;
- на быстрых нейтронах;
- на промежуточных нейтронах.
По виду замедлителей нейтронов:
- водяные;
- тяжёловодные;
- графитовые;
- органические;
- бериллиевые.
По виду теплоносителя:
- водяные, тяжёловодные,
- жидкометаллические,
- органические,
- газовые.
По принципу воспроизводства ядерного топлива — это: реакторы на чистом делящем изотопе; с воспроизводством ядерного топлива (регенеративные); с расширенным воспроизводством (реакторы-размножители).
По принципу ядерного горючего: гетерогенные и гомогенные, а по принципу агрегатного состояния делящего материала: форме твердого тела и реже в виде жидкости или газа.
Если ограничиться основными признаками, то может быть предложена следующая система обозначения типов реакторов:
- Реактор с водой в качестве замедлителя и теплоносителя на слабообогащённом уране или водо-водяной реактор (ВВР).
- Реактор с тяжёлой водой в качестве замедлителя и обычной водой в качестве теплоносителя на природном уране. Обозначение: тяжёло-водяной реактор на природном уране (ТВР-Уп) или тяжёловодно-водяной реактор (ТВР).
- Реактор с графитом в качестве замедлителя и водой в качестве теплоносителя на слабо обогащённом уране будет называться граффито-водяной на слабо обогащённом уране (ГВР-Уно) или граффито-водяной реактор (ГВР).
- Реактор с графитом в виде замедлителя и газом в качестве теплоносителя на природном уране (ГГР-Уп) или граффито-газовый реактор (ГГР).
- Реактор с кипящей водой в качестве замедлителя теплоносителя может быть обозначен ВВКР, такой же реактор на тяжёлой воде – ТТКР.
- Реактор с графитом в качестве замедлителя и натрием в качестве теплоносителя может быть обозначен ГНР.
Реактор с органическим замедлителем и теплоносителем может быть обозначен ООР [1].
Основные характеристики реакторов АЭС
|
АЭС |
|||
| Характеристики реакторов | С реакторами на | тепловых нейтронах | С реакторами на быстрых нейтронах |
| Тип реактора | ВВЭР | РБМК | РБН |
| Теплоноситель | Вода | вода | Жидкий Na, K, вода |
| Замедлитель | Вода | графит | отсутствует |
| Вид ядерного топлива | Слабо обогащённый уран | Слабо обогащённый уран | Высоко обогащённый уран или Pu-239 |
| Обогащение ядерного топлива по U-235, % | 3-4 | 2-3 | 90 |
| Количество контуров циркуляции теплоносителя | 2 | 1 | 3 |
| Давление пара перед турбиной, МПа | 4,0-6,0 | 6,0-6,5 | 6,0-6,5 |
| КПД АЭС | ≈30% | 30-33% | ≈35% |
Список литературы:
- Канаев А.А., «Атомные энергетические станции», 1961.
- Александров А.П., «Атомная энергетика», 1978.
- Проценко А.И., «Энергия будущего», 1985.[schema type=»book» name=»Основы теории атомных реакторов и их классификация» description=»В данной статье рассматриваются основы теории атомных реакторов, их классификация и назначение. Рассмотрены принципы регулирования мощности реакторов, а также основные характеристики реакторов АЭС.» author=»Зиновьев Евгений Викторович, Мумладзе Даниэль Григорьевич, Орлов Дмитрий Викторович, Таран Ангелина Викторовна» publisher=»БАСАРАНОВИЧ ЕКАТЕРИНА» pubdate=»2017-04-22″ edition=»ЕВРАЗИЙСКИЙ СОЮЗ УЧЕНЫХ_ 28.03.2015_03(12)» ebook=»yes» ]