1.2.1 Типы ядерных энергетических реакторов

В настоящее время в мире существует семь типов ядерных реакторов. Это PWR (pressurized water reactor), реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор),PHWA (pressurized heavy water reactor), BWR (Boiling Water Reactor), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), РБН (Реактор на Быстрых Нейтронах), GCR (Gas Cooled Reactor). У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов [18, c.21].

PWR (pressurized water reactor) - энергетический реактор, использующий в качестве замедлителя ядерной реакции и теплоносителя обычную воду.Использование воды в качестве замедлителя ядерной реакции и теплоносителя в данных ядерных установках дает ряд приимуществ: технология производства таких реакторов хорошо изучена и отработана; вода, обладабющая хорошими тепло передающими свойствами, относительно просто и с малыми затратами мощности перекачивается насосами; дешивизна и общедоступность воды; реакктор предохрахняется от произвольно увеличения мощности; данная конструкция реактора позволят создавать энергетические блоки мощностью до 1600 МВт.

В месте с тем у данного типа реактора имеются и недостатки: вода при аварийных ситуациях взаимодействут с ураном, поэтому тепловыделяющие элементы должны снабжаться защитными покрытиями (обычно из циркония); возможность аварии с вытеканием радиоактивного теплоносителя.

ВВЭР - аналог реактора PWR, использовавшийся в СССР и применяющийся в современной России и других бывших союзных республиках. Чаще всего эксплуатируется энергетический реактор ВВЭР - 1000, имеющий электрическую мощность 1000МВт.

PHWR - тяжеловодный ядерный реактор. В энергетических реакторах данного типа использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается большей стоимостью сооружения энергоблока и большей ценой энерго носителя. Наиболее последовательными сторонниками применения данного типа реакторов являются Канада и Индия.

BWR - кипящий ядерный реактор. Реакторы данного типа обадают высокой ремонто пригодностью, возможностью замены топлива без остановки реактора. Но при этом такие реакторы считаются менее безопасными из-за возможных неустойчивых режимов работы. Использование такого типа реакторов экономически выгодно, т.к. даёт возможность использовать более дешёвое ядерное топливо с низким обагащением урана.

РБМК - основной тип кипящего реактора, использующийся в странах, образовавшихся на пространстве СНГ. Побудительным мотивом разработки РБМК явилось желание использовать в атомной энергетике накопленный в СССР большой опыт промышленных канальных реакторов т расширить производственную базу атомной энергетики благодаря отказу от сложных в изготовлении и дорогих корпусов реакторов и парогенераторов.

РБН появились в 1950-е годы, в 1960-1980-е годы работы по созданию реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, в СССР и ряде европейских стран. К начала 1990-х большинство этих проекторов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат. В настоящее время в промышленном режиме на АЭС работают три реактора на быстрых нейтронах (в России, Франции и Японии).

GCR - газоохлаждаемый реактор являются наиболее экономичным и мощным источником высокого потенциального тепла. Экономичность этого тепла, вырабатываемого на относительно небольших энергетических блоках с мощностью до 600 МВ [18, c.23].

На самом деле сложно выделить какой-либо более или менее безопасный реактор, всё зависит от правильности эксплуатации реактора, от своевременной замены отработавших механизмов и главное - от надёжного захоронения облучённого ядерного топлива (ОЯТ); однако некоторые учёные однозначно считают высокотемпеpатуpный газоохлаждаемый реактор самым безопасным т.к. безопасность его работы обеспечивается пассивно: без прямых действий операторов или электрической либо механической системы защиты.

Также ведутся разработки гибридного реактора, который сможет вырабатывать электрическую энергию, но главное его назначение - сделать более безопасными для природы уже существующие ядерные реакторы на АЭС. Говоря об экономической выгоде, стоит упомянуть термоядерные реакторы, однако они находятся лишь на стадии введения в эксплуатацию. Поэтому отметим наиболее часто встречающиеся реакторы на быстрых нейтронах, которые выгодно отличаются от реакторов на тепловых нейтронах тем, что они работают на более дешевом сырье. Кроме того, в их замкнутом топливном цикле происходит расширенное воспроизводство ядерного топлива (уран превращается в плутоний, который также используется в качестве ядерного топлива). Именно поэтому реакторы этого типа считаются самым экономически выгодным и перспективным направлением дальнейшего развития ядерной энергетики.