Чернобыльская АЭС

Типы атомных реакторов

Рейтинг:   / 8

Подробности

Родительская категория: Зона отчуждения

Категория: Наука

Получение электричества из энергии атома в промышленных масштабах — обычное явление. Фундаментальное же различие в типах энергетических реакторов, разработанных и используемых в разных странах, признают не всегда.

Английские реакторы.

 Из-за острой нехватки ископаемого топлива и находясь в большой зависимости от импорта нефти, Великобритания стала первой страной, сделавшей значительный вклад в освоение ядерной энергии. В 1955 году, когда о нефтяных богатствах Северного моря ничего не знали, английские специалисты использовали реакторы с графитовой активной зоной, охлаждаемой газом (двуокисью углерода). Горячий газ, выходящий из реактора, использовали для образования водяного пара и производства электричества мощными турбогенераторами. Более старые реакторы типа «Magnox», названные так в связи с применением в них топливных контейнеров из магниевого сплава, содержали 50 т металлического урана природного состава. Отсутствие необходимости обогащения топлива 235U в те дни считали привлекательной чертой данного проекта реакторов. Более новые, усовершенствованные и охлаждаемые газом реакторы содержат 100 т незначительно обогащенной окиси урана. Оба типа реакторов имеют массивную бетонную защиту из-за интенсивного излучения, исходящего по мере его эксплуатации. И реактор, и теплообменник расположены в герметичном сооружении. К сожалению, КПД первого реактора «Magnox» был низким из-за невозможности использования высокой темпера туры и большого давления, поскольку двуокись углерода оказалась в данных условиях очень агрессивным газом.
В 1962 г. было закончено строительство атомной электростанции, расположенной вблизи г. Беркли в устье р. Северн (Великобритания). Она представляет собой пример исключительно промышленного использования энергии атома для производства электричества. Множество подобных, но более крупных реакторов введено в строй за прошедшие годы, и сейчас они производят значительную часть электроэнергии, потребляемой в Великобритании. Однако в других странах покупателей на эти реакторы не нашлось. Более совершенные атомные разработки, крайне привлекательные со многих точек зрения, проиграли в борьбе за экспорт, потому что не смогли выдержать экономических затрат на достижение технического совершенства, так необходимого в мировой конкуренции. В самом деле, будущие атомные электростанции в Великобритании, по-видимому, станут комплектовать реакторами, работающими на легкой (обычной) воде, аналогичными тем, что сейчас применяют в США.

 
Американские реакторы

В 50-х годах в США, по-видимому, было изобилие ископаемого топлива, в частности нефти, и как следствие этого не спешили предпринимать первые шаги в сторону освоения атомной энергии. Были подвергнуты тщательному анализу различные предлагаемые проекты реакторов, но в 1957 г. Комиссия по атомной энергии США сконцентрировала свое внимание на двух типах ядерных реакторов, которые основаны на использовании в качестве замедлителя легкой (т. е. обычной) воды. Окончательную разработку данных типов реакторов поручили частной промышленности, и сейчас страна имеет в распоряжении несколько таких коммерческих моделей. Многие из них применяют в США, а некоторые были проданы в другие страны. Опишем кратко два основных конкурирующих между собой типа реакторов.
Водно-кипящий реактор (ВКР) схематично показан на рис. 1. В данной системе теплоноситель (обычная вода) доводится до кипения в реакторном корпусе. 

Рис. 1. Схема водно-кипящего реактора.
Это первый из двух типов легководных реакторов, изготовляемых в США. В активной зоне реактора происходит кипение воды, а пар собирается в верхней части толстостенного корпуса реактора.

Пар под давлением собирается под куполом корпуса и поступает непосредственно через трубопровод на турбину, которая вращает электрогенератор. Важно признать, что в указанном типе реактора любое радиоактивное вещество, содержащееся в охлажденной воде, может попасть вместе с паром на турбину. Правда, здесь предусмотрены фильтрующие приспособления, удерживающие радиоактивность, однако определенная неизбежная утечка радиации при работе ВКР выше, чем у других типов реакторов. Топливом служат таблетки из окиси урана (UO2), обогащенные приблизительно до 2-3% содержания в них 235U. Таблетки заключены в топливные стержни или штыри, обычно имеющие длину 3,65 м и содержащие примерно 212 кг окиси урана. Активная зона реактора, имеющего мощность 1000 МВт, должна содержать приблизительно 760 таких элементов с общей массой топлива (окиси урана) около 186 т.
Альтернативный проект, применяемый в США — водноопрессованный реактор (ВОР), схематично показанный на рис. 2. В данном типе реактора вода в активной зоне находится под большим давлением, исключающим ее кипение. Тепло нагретой воды передается на второй теплообменный контур, содержащий тоже воду, под относительно низким давлением. Вода в этом контуре кипит, превращаясь в пар, который приводит в движение турбины, вырабатывающие электричество. Особенность состоит в том, что образующийся пар не содержит никаких радиоактивных продуктов активной зоны реактора. Но на практике все же ничтожная утечка радиоактивности между первым и вторым контурами теплообмена происходит, однако отработанный пар из ВОР содержит меньше радиоактивных веществ, чем пар из ВКР. Ядерное топливо сходно, но не идентично тому, что применяют в ВКР.
Очень важный момент в успешной разработке как воднокипящего, так водно-опрессованного реакторов - необходимость создания выдерживающего огромное давление корпуса, в котором помещается активная зона реактора. Подобные емкости приблизительно 9 м в диаметре и 21 м длиной, изготавливают из стали толщиной 20 см.

Рис. 2. Схема водноопрессованного реактора. Это второй из двух типов легководного реакторов. изготовляемы в США. Пар образуется во вторичном контуре, в результате чего он изолировав от воды, которая омывает активную зону реактора.

Они должны выдерживать давление в несколько сотен атмосфер при очень высокой температуре. Возникла специальная отрасль индустрии по производству корпусов реакторов, работающих под большим давлением, которые занимают свое достойное место среди крупнейших объектов из стали, когда-либо изготовленных человеком. Строгий контроль за качеством, рентгенографическое обследование и частые испытания необходимы во время производства и последующей эксплуатации, потому что безопасность работающего реактора в огромной степени зависит от целостности его корпуса. Подсчитано, что если принять соответствующие меры соблюдения аккуратности в работе, как во время производства, так и технического обслуживания этих емкостей, то шанс возникновения аварии будет снижен менее чем до одного на миллион лет эксплуатации.