Як працює ядерний реактор? Основні компоненти та його типи

Ядерний реактор від початку свого створення став приводом для суперечностей, а відтак він піддавався видозмінам і вдосконалювався. Цей процес продовжується і донині. За повномасштабного вторгнення  енергоблоки Запорізької АЕС опинились в руках російських терористів і світ, на жаль, не виробив дієвого механізму, щоб змусити їх залишити станцію. З окупацією атомної станції виникає багато приводів для поширення дезінформації та появи різних припущень, але точно зрозуміло одне – з війною зростають ризики аварійних подій на АЕС. Щоб не піддаватися залякуванням та спекулятивним твердженням, потрібно мати уявлення про принцип роботи реакторів та типи їх конструкцій. Редакція вебсайту Uatom.org поставила за мету донести інформацію простою мовою для якомога ширшої аудиторії.

Принцип роботи реактора

В основі роботи атомної станції – ланцюгова ядерна реакція. На АЕС енергія конвертується тричі: спочатку ядерна енергія перетворюється у теплову, далі теплова в механічну, а механічна в електричну.

Перетворення ядерної енергії в теплову відбувається в активній зоні ядерного реактора, де в результаті поділу урану виділяється значна кількість тепла. Паливом для реактора зазвичай слугує збагачений уран, який знаходиться у ТВЕЛах (тепловиділяючих елементах), сукупність яких складає тепловиділяючу збірку. Такі збірки формують активну зону реактора.

Уран, що міститься в ТВЕЛах, є радіонуклідом – елементом з нестабільним ядром, завдяки цій властивості він здатний до радіоактивного розпаду. В результаті розпаду ядро розщеплюється на два уламки поділу, вивільняє енергію та генерує від 1 до 8 нейтронів. Водночас нейтрони мають досить високу швидкість і, зіштовхуючись із сусідніми ядрами, провокують наступні поділи, завдяки цьому знову відбувається реакція поділу, внаслідок чого нейтронів стає більше. Якщо частинки, які викликають ядерну реакцію, виникають як продукти цієї реакції – то це ланцюгова реакція поділу.

Утворені уламки поділу мають велику кінетичну енергію, яка через зіткнення з атомами інших елементів трансформується в тепло – процес термалізації. Це тепло переносить теплоносій, яким зазвичай є очищена вода, яка подається в парогенератор головними циркуляційними насосами. Перший контур теплоносія реакторної установки – це контур разом із системою компенсації тиску та головними циркуляційними насосами, що призначені для забезпечення циркуляції теплоносія через активну зону в установлених проектом режимах і умовах експлуатації. Теплоносій, який контактує з тепловиділяючими збірками, стає радіоактивним, тому він замкнений в межах першого контуру і не має прямого контакту з другим контуром.

Вода із замкнутого 1-го контуру в парогенераторі передає свою теплову енергію для теплоносія 2-го контуру – звичайної очищеної води, у результаті чого відбувається її кипіння. Охолоджений теплоносій за допомогою головного циркуляційного насоса знову спрямовується до реактора, і контур замикається. Пара, що утворилася в парогенераторі, по трубопроводах 2-го контуру спрямовується на парову турбіну і обертає її лопатки. Так відбувається перетворення теплової енергії в механічну. Водночас до парової турбіни приєднаний електрогенератор, який генерує електричну енергію, тобто відбувається перетворення механічної енергії в електричну.

Так відбувається вироблення енергії на двоконтурних АЕС, які експлуатуються в Україні.

Типи реакторів

Сьогодні в 32 країнах працює близько 440 ядерних реакторів із загальною потужністю близько 390 ГВт. У 2022 році вони дали 2545 ТВт-год, тобто приблизно 10% світової електроенергії. Станом на листопад 2023 у світі будується близько 60 реакторів, планується збудувати ще 110, здебільшого вони будуть розташовані в Азії. За останні 20 років було виведено з експлуатації 108 реакторів із запущених 97. І хоча існують десятки проєктів реакторів різної потужності, всі вони належать до одного з чотирьох широких класів:

Реактори І покоління – прототипні промислові реактори, розроблені у 1950-х та 1960-х роках. Це видозмінені та збільшені моделі військових реакторів, які використовувалися на підводних човнах чи виробляли плутоній. 

Реактори ІІ покоління – більшість промислових реакторів у світі належать до цього класу, зокрема РВПК (рос. РБМК – примітка редакції) та ВВЕР-1000, про які йтиметься далі. 

Реактори ІІІ покоління відрізняються збільшеним терміном експлуатації (розрахований на 60 років експлуатації з можливістю продовження до 100 років експлуатації до повного капітального ремонту і заміни корпусу реактора), на відміну від реакторів другого покоління. У реактори III+ покоління впроваджені системи пасивної безпеки, які не вимагають постійних дій оператора або електронного зворотного зв’язку для безпечного вимкнення станції в разі аварійної ситуації. До реакторів III+ покоління належать AP1000 Westinghouse.

Нарешті, реактори ІV покоління розробляються для промислового використання через двадцять-тридцять років. До них належать GFR – реакторна система на швидких нейтронах з газовим охолодженням, LFR – реакторна система зі свинцевим охолодженням та швидкими нейтронами, MSR – реакторна система з розплавленими солями, SCWR – реакторна система з охолодженням надкритичною водою, SFR – реакторна система зі швидкими нейтронами і натрієвим охолодженням, VHTR – надвисокотемпературна реакторна система.

Різниця між РВПК і ВВЕР-1000

РВПК (реактор великої потужності канальний) – це реактор з киплячою водою та графітовим уповільнювачем, який належить до другого покоління.

Активна зона – графітовий циліндр, поміщений у бетонну шахту. Кожна паливна збірка розміщується в одному з 1661 вертикальних технологічних каналів діаметром 88х4 мм, теплоносій охолоджує ТВЕЛи, в яких знаходяться таблетки з діоксидом урану і перевантажувати паливо можливо без зупинки реактора.

Реактори цього типу використовувалися на Чорнобильській АЕС в Україні, на якій у 1986 році сталася найсерйозніша у світі аварія на цивільному атомному об’єкті. Конструкція цього реактора має ґрунтовні недоліки – реактивність зростає за умови збільшення об’єму пари, а активна зона страждає від нерівномірності енерговиділення; до того ж, низка додаткових проблем, зокрема велика кількість каналів (1 693 в РВПК-1000), загострює ці недоліки. Деякі конструкційні недоліки РВПК були виправлені внаслідок досвіду, набутого у Чорнобилі: збільшено ступінь збагачення урану і  час спрацювання системи управління було знижено в 10 разів, що звело нанівець ефект позитивної зупинки. Але залишилися інші проблеми, які з технічних чи економічних причин невигідно виправляти. Наприклад, лише на двох із дванадцяти досі експлуатованих реакторів цього типу встановлено повністю незалежні системи вторинного утримання, тому інші десять реакторів не відповідають вимогам Міжнародного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ) щодо безпеки. Реактори РВПК також містять більше цирконієвих сплавів, ніж усі інші типи реакторів (приблизно на 50% більше, ніж звичайний BWR2), і велику кількість графіту (приблизно 1700 тон). Загоряння графіту може істотно ускладнити аварійну ситуацію. Крім того, за високих температур графіт бурхливо реагує з водою, утворюючи вибухонебезпечний водень. Руйнування одного каналу в РБМК не обов’язково спричиняє катастрофічні наслідки. Проте велика кількість каналів і труб вимагає відповідної кількості зварювальних швів, а на системі такого розміру важко проводити профілактичні огляди й обслуговування.

Здатність системи утримання РВПК справлятися з підвищенням тиску була покращена, і тепер вона може витримати одночасний розрив до дев’яти каналів. Але якщо після аварії із втратою теплоносія припиниться його потік через якийсь канал, температура може досягти настільки високих значень, що розірвуться аж до сорока каналів. Наслідком може стати катастрофічне руйнування всієї активної зони. Фундаментальні конструкційні вади цих реакторів привели до того, що міжнародна спільнота класифікує ці реактори як «неполіпшувані» і докладає зусиль, щоб закрити їх. Реактори РВПК в Литві та Україні вже закриті, натомість в росії збираються продовжити термін їх експлуатації, замість того, щоб достроково їх закрити.

Радянські реактори ВВЕР розроблялися як енергетичні установки для військових підводних човнів, тому вони мають менші розміри і вищу потужність, порівняно з іншими типами. Теплоносієм і уповільнювачем в цих реакторах є вода. Активна зона розташована в корпусі реактора і нагріває теплоносій першого контуру, що перебуває під тиском, не доводячи його до кипіння. Він передає тепло до теплоносія другого контуру через теплообмінні трубки парогенератора, завдяки чому відбувається кипіння й випаровування теплоносія другого контуру. Пара, яка генерується в парогенераторі, через паропроводи потрапляє на турбіну. Це стійкий тип реактора завдяки від’ємному температурному коефіцієнту реактивності.

Нині у сімох країнах Східної Європи встановлено 53 таких реактори трьох основних різновидів. Найстаріший різновид – реактор І покоління ВВЕР 440-230. У реакторах 440-213, які належать до другого покоління ВВЕР, з’явилась більш ефективна система аварійного охолодження активної зони, яка ще не складає повної системи вторинного утримання, але має систему вловлення викиду радіоактивності при аварії – башту бульбашкової конденсації – хоча вона і не захищає активну зону від зовнішніх подій. У третій конструкції серії ВВЕР, 1000-320, конструкція зазнала дальших змін і збільшила потужність до 1000МВт. Відтак реактори ВВЕР-1000 є значно безпечнішими порівняно з РБМК, тому чорнобильський сценарій на Запорізькій АЕС малоймовірний.

Холодний / гарячий зупин

На всіх шести блоках Запорізької АЕС експлуатуються реактори типу ВВЕР-1000, про які йшлося вище. Окупаційна влада, всупереч вимогам Держатомрегулювання, перевела енергоблоки №4 та №5 у стан «гарячого» зупину. Але в листопаді 2023 року через протікання з першого контуру в другий на одному з парогенераторів енергоблоку №5, окупанти перевели цей блок у режим «холодного» зупину. Водночас, відповідно до умов ліцензії, всі енергоблоки на майданчику ЗАЕС мають знаходитися у стані «холодний» зупин.

Під час роботи реактора на енергетичних рівнях потужності і виникнення аварії, основним фактором радіаційного впливу є ізотоп радіоактивного йоду I-131(продукт поділу ядерного палива). Через те, що в активну зону реактора введено поглиначі нейтронів і реактори знаходяться у стані холодного/ гарячого зупину, I-131 не утворюється з вересня 2022 року, бо тоді всі енергоблоки ЗАЕС були зупинені. Період напіврозпаду йоду I-131 становить близько 8 діб, тому його активність в реакторах Запорізької АЕС знизилася приблизно у 17 мільярдів разів.

При «гарячому зупині», як і при «холодному зупині», стрижні аварійного захисту опущені в активну зону, концентрація борної кислоти в реакторі та першому контурі не дозволить притримувати ланцюгову реакцію («стояночна концентрація бору»), а високі тиск та температура в першому контурі забезпечуються шляхом роботи головних циркуляційних насосів, а не за рахунок ланцюгової реакції в ядерному паливі. Тобто, при усіх перелічених режимах роботи енергоблоків вони не виробляють електроенергію та в них немає радіоактивного йоду (І-131).

Саме тому можна стверджувати, що ізотоп йоду-131 не є фактором радіаційного ризику в разі виникнення аварії на Запорізькій АЕС на даний момент. Тобто можливі наслідки від аварії на зупинених енергоблоках будуть меншими, ніж на Чорнобильській АЕС та Фукусімі.  

Список використаних джерел:

1. Денисевич К. Б., Ландау Ю. О., Нейман В. О., Сулейманов В. М., Шиляєв Б. А. Розвиток атомної енергетики та об’єднаних енергосистем
2. Довідник МАГАТЕ «Ядерні енергетичні реактори у світі 2022»
3. Павлович В. М. Фізика ядерних реакторів
4. Плани щодо нових реакторів у всьому світі
5. Типи енергетичних ядерних реакторів, які експлуатуються у світі
6. Фроггатт Ентоні. Ризики ядерних реакторів
7. Як врятуватися від аварії на АЕС? Загальні правила

Редакція вебсайту Uatom.org