Какие бывают ядерные реакторы: нейтроны, замедлитель, теплоноситель

• ≈ 0,025 эВэнергия теплового нейтрона — в десятки миллионов раз меньше, чем у нейтрона деления
• 3основных замедлителя в энергетике: обычная вода, тяжёлая вода и графит
• ≈ 650 °Cтемпература углекислого газа на выходе из активной зоны британского AGR
• 6систем IV поколения отобрал в 2002 году Международный форум «Поколение IV»

Из каких решений складывается реактор

Из каких частей состоит ядерный реактор и как устроен ВВЭР, рассказано в статье «Как устроен ядерный реактор», там же коротко описаны РБМК, БН, PWR, BWR и CANDU. Здесь — система: по каким признакам реакторы делят и как из этих признаков складывается конкретный тип.

Конструктор отвечает на несколько вопросов подряд. На каких нейтронах пойдёт цепная реакция — медленных или быстрых? Чем их замедлять? Что будет уносить тепло из активной зоны? Что будет держать давление — один толстостенный корпус или множество прочных труб? И для чего реактор нужен: давать электроэнергию, двигать судно или служить источником нейтронов для опытов.

Ответы зависят друг от друга. Быстрому реактору замедлитель не нужен, но и вода как теплоноситель ему не годится. Графит позволяет обойтись слабообогащённым ураном, но делает активную зону огромной. Поэтому из множества мыслимых сочетаний в энергетике прижились немногие, и почти каждое зашифровано в названии реактора:

• ВВЭРводо-водяной энергетический реактор: вода и замедляет нейтроны, и отводит тепло.
• РБМКреактор большой мощности канальный.
• БНреактор на быстрых нейтронах.
• PWR и BWRпо-английски реактор с водой под давлением и реактор с кипящей водой.
• CANDUканадский реактор на дейтерии и уране: тяжёлая вода и природный уран.
• AGR и ВТГРусовершенствованный и высокотемпературный газоохлаждаемые реакторы.

Тепловые и быстрые: спектр и замедлитель

Главный признак — спектр нейтронов: какой энергии нейтроны в основном вызывают деления. Нейтроны деления рождаются быстрыми, с энергией около 2 МэВ. В реакторах на тепловых нейтронах их тормозят до энергии около 0,025 эВ — в десятки миллионов раз меньше. Медленными нейтронами уран-235 делится в сотни раз охотнее, поэтому хватает топлива с небольшой долей урана-235. Почти все энергетические реакторы мира — тепловые.

Тормозит нейтроны замедлитель — вещество из лёгких ядер, которое само мало их поглощает. В энергетике прижились три замедлителя.

Обычная вода замедляет нейтроны на самом коротком пути, и активная зона получается компактной. Но водород воды заметно поглощает нейтроны, поэтому водо-водяным реакторам — ВВЭР, PWR, BWR — нужен уран, обогащённый до нескольких процентов.

Тяжёлая вода, в которой водород заменён дейтерием, поглощает нейтроны во много раз слабее, и реактор CANDU работает на природном уране. Зато сама тяжёлая вода дорога: в природном водороде на 6400 атомов протия приходится лишь один атом дейтерия, и выделить его — сложная задача.

Графит тоже поглощает мало, но замедляет медленнее воды, и активная зона получается огромной. На графите работали первые реакторы CP-1 и Ф-1, а в энергетике — РБМК, британские Magnox и AGR, высокотемпературные гелиевые реакторы.

Замедлитель и теплоноситель могут быть одним веществом, как вода в ВВЭР, или разными, как графит и вода в РБМК. В реакторах на быстрых нейтронах замедлителя нет, и нейтроны вызывают деления, оставаясь быстрыми. Вероятность деления для них мала, и делящихся ядер в топливе нужно много — это уран с обогащением порядка 20 % или смесь урана с плутонием.

Зато в быстром спектре можно превращать уран-238 в плутоний и нарабатывать новое топливо — об этом в статье «Реакторы на быстрых нейтронах». Теплоноситель быстрому реактору нужен такой, который почти не замедляет нейтроны: жидкий металл, газ или расплав солей. Граница между классами проходит по активной зоне, а не по теплоносителю: жидкосолевой реактор бывает и тепловым, с графитом, и быстрым.

Как делят ядерные реакторы (схема). Главный признак — какими нейтронами идёт цепная реакция. В реакторах на тепловых нейтронах их замедляют — водой, тяжёлой водой или графитом, — и по замедлителю различают основные типы. В реакторах на быстрых нейтронах замедлителя нет, и их различают по теплоносителю. Жидкосолевые реакторы строят и на тепловых, и на быстрых нейтронах.

Теплоноситель: вода, газ, металл, соль

Теплоноситель должен хорошо переносить тепло, мало поглощать нейтроны, не разлагаться под облучением и уживаться с конструкционными материалами, а в быстром реакторе — ещё и не замедлять нейтроны. Идеального вещества нет, и выбор — всегда компромисс.

• Вода под давлением. ВВЭР и PWR: давление около 16 МПа, чтобы вода, нагретая примерно до 320 °C, не закипела; пар для турбины получают во втором контуре.
• Кипящая вода. BWR и РБМК: вода кипит прямо в реакторе при давлении около 7 МПа, и пар идёт на турбину; подробнее — в статье «Кипящие реакторы».
• Тяжёлая вода. В CANDU горячий теплоноситель под давлением течёт в трубах-каналах, а замедлитель вокруг них — отдельный объём, сравнительно холодный и почти без давления.
• Углекислый газ. Magnox и AGR: газу не грозит вскипание, и в AGR он выходит из активной зоны при 640–650 °C.
• Гелий. Высокотемпературные реакторы: инертный газ не реагирует с графитом и топливом, почти не активируется и нагревается до 700 °C и выше.
• Натрий. Реакторы БН: кипит около 880 °C, а на выходе из активной зоны нагрет примерно до 550 °C при давлении, близком к атмосферному.
• Свинец и свинец-висмут. Свинец кипит около 1750 °C, но плавится только при 327 °C, сплав с висмутом — примерно при 125 °C. Свинец выбран для БРЕСТ-ОД-300, сплав работал в судовых реакторах.
• Расплавы солей. Обычно смеси фторидов лития, бериллия и других элементов; топливо может быть растворено прямо в соли.

Теплоноситель задаёт давление в контуре. Воде, чтобы нагреться выше 300 °C, нужно высокое давление, а жидкие металлы и соли кипят намного выше рабочих температур, и их контуры работают почти при атмосферном давлении. Газу вскипание не грозит, но тепло он переносит хуже жидкостей: его сжимают до нескольких мегапаскалей и прогоняют через зону газодувками.

От теплоносителя зависит и КПД: чем он горячее, тем горячее пар. У блока с ВВЭР в электроэнергию превращается около трети тепла, у AGR и натриевых реакторов с перегретым паром — около 40 %.

Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

• ≈ 320 °Cвода под давлением — ВВЭР, PWR
• ≈ 550 °Cнатрий — БН
• 640–650 °Cуглекислый газ — AGR
• 700 °C и вышегелий — ВТГР

Воду держат жидкой давлением около 16 МПа, а натрий нагрет сильнее при давлении, близком к атмосферному.

Корпус, каналы или бассейн

Следующий признак — что держит давление теплоносителя. В корпусном реакторе активная зона стоит внутри одного толстостенного сосуда: так устроены ВВЭР, PWR и BWR. Схема компактна, но корпус — самое крупное изделие станции: у ВВЭР-1000 это сосуд массой больше 300 т со стенкой около 20 см, и его размеры ограничены возможностями ковки, механообработки и перевозки.

В канальном реакторе давление держат отдельные прочные трубы — технологические каналы с топливом. У РБМК-1000 их почти 1700, у CANDU — несколько сотен. Гигантская поковка не нужна, а топливо меняют на ходу, канал за каналом. Обратная сторона — тысячи соединений и трубопроводов, а сами каналы под облучением постепенно меняют размеры, и их ресурс приходится отслеживать.

Третий вариант — бассейновый реактор, обычный для исследовательских установок. Активная зона стоит на дне открытого бассейна, а вода охлаждает топливо, замедляет нейтроны и защищает людей от излучения. Давления нет, к зоне легко подвести образцы и приборы, но вода остаётся холодной — несколько десятков градусов, — и электроэнергию такой реактор не вырабатывает.

Корпусной, канальный, бассейновый: чем различаются

Внутри корпусной схемы есть своё деление. В петлевой компоновке насосы и теплообменники первого контура стоят снаружи и соединены с реактором трубопроводами, как у ВВЭР. В интегральной всё оборудование первого контура собрано в одном сосуде: в баке БН-600 и БН-800 стоят насосы и промежуточные теплообменники, в корпусе РИТМ-200 — парогенераторы.

Назначение и поколения

По назначению реакторы делят на несколько групп. Энергетические вырабатывают электроэнергию, а многие ещё и тепло; БН-350 в нынешнем Актау, например, опреснял морскую воду. Исследовательские служат источниками нейтронов: на них испытывают топливо и материалы, изучают вещество, облучают образцы, — о них отдельная статья серии.

Транспортные реакторы стоят на атомных ледоколах и других судах: они компактны, выдерживают качку и частые изменения мощности и годами работают без перегрузки топлива. Корабельные установки военного флота в серии не разбираются.

Отдельная задача — наработка изотопов для медицины и промышленности. Чаще всего её ведут исследовательские реакторы, а кобальт-60 нарабатывают и в энергетических, например в РБМК и CANDU. Особый класс — космические реакторы, источники электроэнергии для космических аппаратов.

Поколения I–IV

Ещё одно деление — по поколениям. Оно вошло в обиход в начале 2000-х годов и говорит скорее об эпохе и уровне требований, чем об устройстве: реакторы с водой под давлением есть и во втором поколении, и в третьем. Номер поколения — не оценка «лучше или хуже», а отметка времени.

К поколению I относят опытные и первые промышленные энергоблоки 1950–1960-х годов: Обнинскую АЭС, британский Колдер-Холл, американские Шиппингпорт и «Дрезден-1». Поколение II — серийные блоки 1970–1990-х годов: ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, РБМК, большинство PWR, BWR и CANDU. Поколение III — эволюционные проекты с улучшенной безопасностью и экономикой; первым в 1996 году вступил в строй японский блок с ABWR. Поколение III+ добавило пассивные системы безопасности и средства управления тяжёлыми авариями; к нему относят ВВЭР-1200.

Поколение IV — не конкретные реакторы, а направления разработок. В 2002 году Международный форум «Поколение IV», рассмотрев около сотни концепций, отобрал шесть систем: быстрые реакторы с натриевым, свинцовым и газовым теплоносителем, жидкосолевые, сверхвысокотемпературные газоохлаждаемые и реакторы со сверхкритической водой. Натриевые быстрые реакторы давно работают в энергетике, другие системы пока существуют в виде опытных установок и проектов.

Поколения реакторов на шкале времени

• 1950–1960-епоколение I: опытные и первые промышленные энергоблоки
• 1970–1990-епоколение II: серийные ВВЭР, РБМК, PWR, BWR и CANDU
• 1996поколение III: первым вступил в строй японский блок с ABWR
• 2002форум «Поколение IV» отобрал шесть систем

Номер поколения — не оценка «лучше или хуже», а отметка времени.

Основные типы в одной таблице

Если свести признаки вместе, почти все построенные энергетические реакторы укладываются в несколько типов. Число действующих блоков меняется год от года, поэтому в таблице — только страны, где тип строили или испытывали.

Одни и те же решения сочетаются по-разному: графит работает и с кипящей водой, и с углекислым газом, и с гелием, а быстрые реакторы различаются в основном теплоносителем.

Что выбор типа значит для изготовителя

Для завода тип реактора — это набор материалов, параметров среды и требований к чистоте. Классы безопасности, нормы, сертификаты и прослеживаемость нужны всем, а особенное зависит от теплоносителя и конструкции.

• Водо-водяные. Корпуса и крупное оборудование — из теплоустойчивой низколегированной стали с антикоррозионной наплавкой, внутрикорпусные устройства и трубопроводы — из аустенитной нержавеющей стали, оболочки твэлов — из циркониевых сплавов. Главное — крупные поковки, сварка толстого металла, коррозионная стойкость; подробно — в статье «Материалы атомной отрасли».
• Канальные. Тысячи однотипных деталей. В РБМК средняя часть трубы канала — из сплава циркония с 2,5 % ниобия, концевые — из нержавеющей стали, между ними — переходники «сталь — цирконий», соединённые в твёрдом состоянии, а не обычной сваркой плавлением; кладку собирают из графитовых блоков. Требования к повторяемости размеров жёсткие.
• Газоохлаждаемые. Жаропрочные стали и никелевые сплавы, графит особой чистоты; гелий проходит через малейшие неплотности, поэтому требования к герметичности особенно строгие.
• Натриевые. Аустенитные нержавеющие стали, годами работающие при температуре до 550 °C, где важна длительная прочность. Влага и органические загрязнения в натриевом контуре недопустимы: поверхности и полости должны быть сухими и чистыми.
• Свинцовые. Стали, на которых держится защитная оксидная плёнка при строго поддерживаемом содержании кислорода в свинце, и конструкции, рассчитанные на огромную массу теплоносителя: свинец в десять с лишним раз тяжелее воды.
• Жидкосолевые. Никелевые сплавы, стойкие к горячим фторидам: корпус опытного реактора MSRE, работавшего в Ок-Ридже в 1965–1969 годах, сделали из сплава Hastelloy N, созданного для работы с расплавами фторидов.

Вывод для заказчика и изготовителя: в запросе на деталь мало написать «для АЭС». Нужно указать установку и среду — вода первого контура, пар, натрий, свинец, гелий: от этого зависят марка стали, допустимые примеси, очистка, сушка и консервация. Требования к водяному оборудованию на натриевый или свинцовый контур напрямую не переносятся.

Термины

• Спектр нейтроновРаспределение нейтронов в активной зоне по энергии; по нему реакторы делят на тепловые и быстрые.
• Тепловые нейтроныНейтроны, замедленные до энергии теплового движения атомов — около 0,025 эВ.
• Корпусной реакторРеактор, активная зона которого находится внутри одного толстостенного сосуда, держащего давление теплоносителя.
• Канальный реакторРеактор, в котором давление теплоносителя держат отдельные трубы-каналы с топливом, а не общий корпус.
• Бассейновый реакторРеактор, активная зона которого стоит на дне открытого бассейна с водой; обычно исследовательский.
• Интегральная компоновкаРазмещение всего оборудования первого контура — насосов, теплообменников или парогенераторов — внутри корпуса или бака реактора.
• ВТГРВысокотемпературный газоохлаждаемый реактор: графитовый замедлитель, гелиевый теплоноситель, микротвэлы.
• Поколения реакторовУсловное деление по эпохе и уровню требований: от опытных блоков 1950-х годов (I) до разработок IV поколения.

Частые вопросы

По каким признакам классифицируют ядерные реакторы?

По спектру нейтронов — тепловые и быстрые, по замедлителю, по теплоносителю, по конструкции — корпусные, канальные, бассейновые — и по назначению. Ещё одно деление — по поколениям, от опытных блоков 1950-х годов до разработок IV поколения.

Чем тепловой реактор отличается от быстрого?

В тепловом реакторе нейтроны деления тормозит замедлитель — обычная вода, тяжёлая вода или графит, — и цепную реакцию ведут медленные нейтроны. В быстром замедлителя нет, в топливе намного больше делящихся ядер, а теплоносителем служит жидкий металл, газ или расплав солей.

Какой тип реактора самый распространённый?

Реакторы с обычной водой под давлением — российские ВВЭР и зарубежные PWR. Второй по распространённости тип — кипящие корпусные реакторы BWR.

Чем канальный реактор отличается от корпусного?

В корпусном реакторе давление теплоносителя держит один толстостенный сосуд, в канальном — множество отдельных труб-каналов с топливом. Канальная схема обходится без гигантской поковки и позволяет менять топливо на ходу, но в ней намного больше соединений и трубопроводов.

Что такое реакторы IV поколения?

Это направления разработок, отобранные в 2002 году Международным форумом «Поколение IV»: быстрые реакторы с натриевым, свинцовым и газовым теплоносителем, жидкосолевые, сверхвысокотемпературные газоохлаждаемые и реакторы со сверхкритической водой.