Как работает ядерный реактор? Основные компоненты и его типы

Ядерный реактор с начала своего создания стал поводом для противоречий, а затем он подвергался видоизменениям и совершенствовался. Этот процесс продолжается и по сей день. Во время полномасштабного вторжения энергоблоки Запорожской АЭС оказались в руках российских террористов и мир, к сожалению, не выработал действенного механизма, чтобы заставить их покинуть станцию. С оккупацией атомной станции возникает много поводов для распространения дезинформации и появления различных предположений, но точно понятно одно – с войной возрастают риски аварийных событий на АЭС. Чтобы не поддаваться запугиваниям и спекулятивным утверждениям, нужно иметь представление о принципе работы реакторов и типах их конструкций. Редакция вебсайта Uatom.org поставила цель донести информацию простым языком для как можно более широкой аудитории.

Принцип работы реактора

В основе работы атомной станции – цепная ядерная реакция. На АЭС энергия конвертируется трижды: сначала ядерная энергия превращается в тепловую, далее тепловая в механическую, а механическая в электрическую.

Преобразование ядерной энергии в тепловую происходит в активной зоне ядерного реактора, где в результате деления урана выделяется значительное количество тепла. Топливом для реактора обычно служит обогащенный уран, который находится в ТВЭЛах (тепловыделяющих элементах), совокупность которых составляет тепловыделяющую сборку. Такие сборки формируют активную зону реактора.

Уран, содержащийся в ТВЭЛах, является радионуклидом – элементом с нестабильным ядром, благодаря этому свойству он может подвергаться радиоактивному распаду. В результате распада ядро расщепляется на два осколка деления, высвобождает энергию и генерирует от 1 до 8 нейтронов. При этом нейтроны имеют достаточно высокую скорость и, сталкиваясь с соседними ядрами, провоцируют следующие деления, благодаря этому снова происходит реакция деления, в результате чего нейтронов становится больше. Если частицы, вызывающие ядерную реакцию, возникают как продукты этой реакции – то это цепная реакция деления.

Образующиеся осколки деления имеют большую кинетическую энергию, которая через столкновение с атомами других элементов трансформируется в тепло – процесс термализации. Это тепло переносит теплоноситель, которым обычно является очищенная вода, подаваемая в парогенератор главными циркуляционными насосами. Первый контур теплоносителя реакторной установки – это контур вместе с системой компенсации давления и главными циркуляционными насосами, которые предназначены для обеспечения циркуляции теплоносителя через активную зону в установленных проектом режимах и условиях эксплуатации. Теплоноситель, который контактирует с тепловыделяющими сборками, становится радиоактивным, поэтому он замкнут в пределах первого контура и не имеет прямого контакта со вторым контуром.

Вода из замкнутого 1-го контура в парогенераторе передает свою тепловую энергию для теплоносителя 2-го контура – обычной очищенной воды, в результате чего происходит ее кипение. Охлажденный теплоноситель с помощью главного циркуляционного насоса снова направляется в реактор, и контур замыкается. Пар, образовавшийся в парогенераторе, по трубопроводам 2-го контура направляется на паровую турбину и вращает ее лопатки. Так происходит преобразование тепловой энергии в механическую. Одновременно к паровой турбине присоединен электрогенератор, который генерирует электрическую энергию, т.е. происходит преобразование механической энергии в электрическую.

Так происходит выработка энергии на двухконтурных АЭС, которые эксплуатируются в Украине.

Типы реакторов

Сегодня в 32 странах работает около 440 ядерных реакторов с общей мощностью около 390 ГВт. В 2022 году они дали 2545 ТВт-ч, то есть примерно 10% мировой электроэнергии. По состоянию на ноябрь 2023 года в мире строится около 60 реакторов, планируется построить еще 110, в основном они будут расположены в Азии. За последние 20 лет было выведено из эксплуатации 108 реакторов из запущенных 97. И хотя существуют десятки проектов реакторов различной мощности, все они относятся к одному из четырех широких классов:

Реакторы I поколения – прототипные промышленные реакторы, разработанные в 1950-х и 1960-х годах. Это видоизмененные и увеличенные модели военных реакторов, которые использовались на подводных лодках или производили плутоний.

Реакторы II поколения – большинство промышленных реакторов в мире относятся к этому классу, в частности РБМК и ВВЭР-1000, о которых пойдет речь далее.

Реакторы III поколения отличаются увеличенным сроком эксплуатации (рассчитан на 60 лет эксплуатации с возможностью продления до 100 лет эксплуатации до полного капитального ремонта и замены корпуса реактора), в отличие от реакторов второго поколения. В реакторы III+ поколения внедрены системы пассивной безопасности, которые не требуют постоянных действий оператора или электронной обратной связи для безопасного отключения станции в случае аварийной ситуации. К реакторам III+ поколения относятся AP1000 Westinghouse.

Наконец, реакторы IV поколения разрабатываются для промышленного использования через двадцать-тридцать лет. К ним относятся GFR – реакторная система на быстрых нейтронах с газовым охлаждением, LFR – реакторная система со свинцовым охлаждением и быстрыми нейтронами, MSR – реакторная система с расплавленными солями, SCWR – реакторная система с охлаждением сверхкритической водой, SFR – реакторная система с быстрыми нейтронами и натриевым охлаждением, VHTR – сверхвысокотемпературная реакторная система.

Отличие между РБМК и ВВЭР-1000

РБМК (реактор большой мощности канальный) – это реактор с кипящей водой и графитовым замедлителем, который относится ко второму поколению.

Активная зона – графитовый цилиндр, помещенный в бетонную шахту. Каждая топливная сборка размещается в одном из 1661 вертикальных технологических каналов диаметром 88х4 мм, теплоноситель охлаждает ТВЭЛы, в которых находятся таблетки с диоксидом урана и перегружать топливо возможно без остановки реактора.

Реакторы этого типа использовались на Чернобыльской АЭС в Украине, на которой в 1986 году произошла самая серьезная в мире авария на гражданском атомном объекте. Конструкция этого реактора имеет основательные недостатки – реактивность возрастает при увеличении объема пара, а активная зона страдает от неравномерности энерговыделения; к тому же, ряд дополнительных проблем, в частности большое количество каналов (1 693 в РБМК-1000), обостряет эти недостатки. Некоторые конструкционные недостатки РБМК были исправлены в результате опыта, приобретенного в Чернобыле: увеличена степень обогащения урана и время срабатывания системы управления было снижено в 10 раз, что свело на нет эффект положительной остановки. Но остались другие проблемы, которые по техническим или экономическим причинам невыгодно исправлять. Например, только на двух из двенадцати до сих пор эксплуатируемых реакторов этого типа установлены полностью независимые системы вторичного удержания, поэтому остальные десять реакторов не соответствуют требованиям Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) по безопасности. Реакторы РБМК также содержат больше циркониевых сплавов, чем все другие типы реакторов (примерно на 50% больше, чем обычный BWR2), и большое количество графита (примерно 1700 тонн). Возгорание графита может существенно осложнить аварийную ситуацию. Кроме того, при высоких температурах графит бурно реагирует с водой, образуя взрывоопасный водород. Разрушение одного канала в РБМК не обязательно приводит к катастрофическим последствиям. Однако большое количество каналов и труб требует соответствующего количества сварочных швов, а на системе такого размера трудно проводить профилактические осмотры и обслуживание.

Способность системы удержания РБМК справляться с повышением давления была улучшена, и теперь она может выдержать одновременный разрыв до девяти каналов. Но если после аварии с потерей теплоносителя прекратится его поток через какой-то канал, температура может достичь настолько высоких значений, что разорвутся вплоть до сорока каналов. Следствием может стать катастрофическое разрушение всей активной зоны. Фундаментальные конструкционные недостатки этих реакторов привели к тому, что международное сообщество классифицирует эти реакторы как “неулучшаемые” и прилагает усилия, чтобы закрыть их. Реакторы РБМК в Литве и Украине уже закрыты, зато в россии собираются продлить срок их эксплуатации, вместо того, чтобы досрочно их закрыть.

Советские реакторы ВВЭР разрабатывались как энергетические установки для военных подводных лодок, поэтому они имеют меньшие размеры и более высокую мощность, по сравнению с другими типами. Теплоносителем и замедлителем в этих реакторах является вода. Активная зона расположена в корпусе реактора и нагревает теплоноситель первого контура, находящийся под давлением, не доводя его до кипения. Он передает тепло теплоносителю второго контура через теплообменные трубки парогенератора, благодаря чему происходит кипение и испарение теплоносителя второго контура. Пар, который генерируется в парогенераторе, через паропроводы попадает на турбину. Это устойчивый тип реактора благодаря отрицательному температурному коэффициенту реактивности.

Сейчас в семи странах Восточной Европы установлено 53 таких реактора трех основных разновидностей. Самая старая разновидность – реактор I поколения ВВЭР 440-230. В реакторах 440-213, которые относятся ко второму поколению ВВЭР, появилась более эффективная система аварийного охлаждения активной зоны, которая еще не составляет полной системы вторичного удержания, но имеет систему улавливания выброса радиоактивности при аварии – башню пузырьковой конденсации – хотя она и не защищает активную зону от внешних событий. В третьей конструкции серии ВВЭР, 1000-320, конструкция претерпела дальнейшие изменения и увеличила мощность до 1000МВт. Поэтому реакторы ВВЭР-1000 значительно безопаснее по сравнению с РБМК, поэтому чернобыльский сценарий на Запорожской АЭС маловероятен.

Холодный / горячий останов

На всех шести блоках Запорожской АЭС эксплуатируются реакторы типа ВВЭР-1000, о которых шла речь выше. Оккупационные власти, вопреки требованиям Госатомрегулирования, перевели энергоблоки №4 и №5 в состояние “горячего” останова. Но в ноябре 2023 года из-за протечек из первого контура во второй на одном из парогенераторов энергоблока №5, оккупанты перевели этот блок в режим “холодного” останова. В то же время, согласно условиям лицензии, все энергоблоки на площадке ЗАЭС должны находиться в состоянии “холодного” останова.

Во время работы реактора на энергетических уровнях мощности и возникновения аварии, основным фактором радиационного воздействия является изотоп радиоактивного йода I-131 (продукт деления ядерного топлива). Так как в активную зону реактора введены поглотители нейтронов и реакторы находятся в состоянии холодного/горячего останова, I-131 не образуется с сентября 2022 года, потому что тогда все энергоблоки ЗАЭС были остановлены. Период полураспада йода I-131 составляет около 8 суток, поэтому его активность в реакторах Запорожской АЭС снизилась примерно в 17 миллиардов раз.

При “горячем останове”, как и при “холодном останове”, стержни аварийной защиты опущены в активную зону, концентрация борной кислоты в реакторе и первом контуре не позволит придерживать цепную реакцию (“стояночная концентрация бора”), а высокие давление и температура в первом контуре обеспечиваются путем работы главных циркуляционных насосов, а не за счет цепной реакции в ядерном топливе. То есть, при всех перечисленных режимах работы энергоблоков они не производят электроэнергию и в них нет радиоактивного йода ( І-131).

Именно поэтому можно утверждать, что изотоп йода-131 не является фактором радиационного риска в случае возникновения аварии на Запорожской АЭС на данный момент. То есть возможные последствия от аварии на остановленных энергоблоках будут меньше, чем на Чернобыльской АЭС и Фукусиме.

Список использованных источников:

1. Денисевич К. Б., Ландау Ю. О., Нейман В. О., Сулейманов В. М., Шыляев Б. А. Развитие атомной энергетики и объединенных энергосистем
2. Справочник МАГАТЭ “Ядерные энергетические реакторы в мире 2022”
3. Павловыч В. М. Физика ядерных реакторов
4. Планы касательно новых реакторов во всем мире
5. Типы энергетических ядерных реакторов, которые эксплуатируются в миреі
6. Фроггатт Энтони. Риски ядерных реакторов
7. Как спастись от аварии на АЭС? Общие правила

Редакция вебсайта Uatom.org