По способу генерации пара

По конструкции

По роду замедлителя

По виду теплоносителя

По виду топлива

- изотопы урана 235, 238, 233

- изотопы ^239-242Pu в виде смеси с ²³⁸U (MOX-топливо)

- изотоп тория 232 (посредством преобразования в ²³³U)

3) По степени обогащения:

- природный уран

- слабо обогащённый уран

- высоко обогащённый уран

4) По химическому составу:

- металлический U

- UO₂ (диоксид урана)

- UC (карбид урана) и т. д.

- H₂O

- тяжёлая вода D₂O

- газ (гелий, СО₂)

- Реактор с жидкометаллическим теплоносителем (Na)

- H₂O

- D₂O

- С

- Без замедлителя

- Корпусные реакторы

- Канальные реакторы

- Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор, ВВЭР)

- Кипящий реактор

Классификация МАГАТЭ

PWR (pressurized water reactors) — водо-водяной реактор под давлением;

BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор;

FBR (fast breeder reactor) — реактор-размножитель на быстрых нейтронах;

GCR (gas-cooled reactor) — газоохлаждаемый реактор;

LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор

PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор

Энергетическая классификация нейтронов

Нейтроны	Энергия	Скорость	Сред.темп-ра Т, К
Быстрые	100 кэВ – 14 МэВ	10 000 км/с	10^10
Медленные Промежуточные Резонансные
10-100 кэВ	1000 км/с	10^8
0,5 эВ – 10 кэВ	100 км/с	10^6
Тепловые	0,005 – 0,5 эВ	2000 м/с
Холодные	10^-7 – 5×10^-3 эВ	400 м/с
Ультрахолодные	10^-7 эВ	5 м/с	0,001

Основная часть любого реактора – активная зона (АЗ) с ядерным топливом в виде тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). В ней протекает цепная реакция деления. Отражатель нейтронов окружает активную зону. Тепло, выделяющееся в ТВЭЛах, отводится теплоносителем, непрерывно циркулирующим через активную зону.

Важная часть реактора – система управления и защиты реактора (СУЗ), с помощью которой осуществляется управление работой реактора, включая его запуск и выключение (в том числе и аварийное) и регулирование мощности на разных стадиях его работы. К СУЗ относятся также специальные стержни, которые содержат вещества поглощающие нейтроны (бор, кадмий и др.). Ввод этих стержней в каналы СУЗ АЗ приводит к прекращению цепной реакции деления, а запуск реакции и управление ее интенсивностью осуществляют частичным или полным подъемом стержней СУЗ.

Особенность реактора на тепловых нейтронах – наличие замедлителя в АЗ. Им могут быть специальные вещества, помещаемые в активной зоне, или сам теплоноситель. Замедлитель должен содержать атомы легких элементов (чтобы при столкновении нейтронов с ядрами замедлителя происходила эффективная передача энергии), малым коэффициентом поглощения нейтронов (не активироваться). Широкое применение в качестве замедлителя нашли обычная вода, тяжелая вода и графит. Качество замедлителя можно охарактеризовать средним количеством столкновений Р, которое требуется, чтобы нейтрон деления (средняя энергия 2 МэВ) стал тепловым.

Вещество	Н2О	D2O	Be	C	Na	Fe	Zr
Р

Особенность энергетического реактора на быстрых нейтронах – наличие зоны воспроизводства топлива, заполняемой конвертируемым тяжелым элементом (природный или обедненный уран, торий), которая окружает активную зону и поглощает выходящие из нее нейтроны. Значительное воспроизводство происходит и в АЗ, где также находится часть конвертируемого вещества.

²³⁸U (n,g) ²³⁹U ²³⁹Np ²³⁹Pu

²³²Th (n,g) ²³³Th ²³³Pa ²³³U

Нуклид	Тепловые нейтроны, 0,025 эВ	Быстрые нейтроны (смягч. спектр) 0,1-0,2 Мэв	Быстрые нейтроны 2 МэВ
sn,f, б	s n, g, б	sn,f, б	s n, g, б	sn,f, б	s n, g, б
^232Th	-	7,4		0,251	0,112	0,37
^233U	531,3	47,7	2,18	0,214	1,902	0,018
^235U	582,2	98,6	1,47	0,369	1,274	0,04
^238U	-	2,7		0,166	0,535	0,087
^239Pu	742,5	268,8	1,507	0,234	1,964	0,007
^241Pu		368,1	2,01	0,227	1,685	0,029

Рассмотрим конкретные ядерные реакторы. В РФ и других странах мира освоены в основном энергетические реакторы на тепловых нейтронах со слабообогащённым по ²³⁵U или природным ураном в качестве топлива.

Развитие отечественного энергетического реакторостроения шло по пути конструирования, строительства и совершенствования двух типов реакторов на тепловых нейтронах: водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР), в котором вода является одновременно и замедлителем и теплоносителем, и канального энергетического реактора с графитовым замедлителем и водой в качестве теплоносителя. Такой реактор большой мощности получил название РБМК (реактор большой мощности кипящий).

Дата добавления: 2014-11-16