Я́ДЕРНЫЙ РЕА́КТОР

Я́ДЕРНЫЙ РЕА́КТОР, уст­рой­ст­во, в ко­то­ром осу­ще­ст­в­ля­ет­ся управ­ляе­мая ядер­ная цеп­ная ре­ак­ция де­ле­ния. Пер­вый в ми­ре Я. р. скон­ст­руи­ро­ван и за­пу­щен в 1942 в Чи­ка­го (США) под рук. Э. Фер­ми. В СССР пер­вый Я. р. по­стро­ен в 1946 под рук. И. В. Кур­ча­то­ва.

Цеп­ная ядер­ная ре­ак­ция в Я. р. идёт под дей­ст­ви­ем ней­тро­нов. Для осу­ще­ст­в­ле­ния управ­ляе­мой ре­ак­ции не­об­хо­ди­мы сле­дую­щие ком­по­нен­ты: ядер­ное то­п­ли­во, за­мед­ли­тель ней­тро­нов (умень­шаю­щий энер­гию ней­тро­нов до не­об­хо­ди­мых для ре­ак­ции де­ле­ния зна­че­ний) и те­п­ло­но­си­тель для от­во­да те­п­ло­ты из ак­тив­ной зо­ны ре­ак­то­ра. Яд­ро ²³⁵U под дей­ст­ви­ем ней­тро­на де­лит­ся, ис­пус­кая 2–3 ней­тро­на и вы­де­ляя те­п­ло­вую энер­гию. Ис­пу­щен­ные ней­тро­ны в свою оче­редь вы­зы­ва­ют де­ле­ние сле­дую­щих ядер ²³⁵U. Вы­де­лен­ная те­п­ло­та от­во­дит­ся те­п­ло­но­си­те­лем, в те­п­ло­об­мен­ных ап­па­ра­тах ге­не­ри­ру­ет­ся пар, по­сту­паю­щий на тур­би­ну. При ра­бо­те Я. р. об­ра­зу­ют­ся так­же со­пут­ст­вую­щие α -, β -, γ -из­лу­че­ния, за­щи­той от ко­то­рых слу­жит шах­та ре­ак­то­ра.

По ти­пу ак­тив­ной зо­ны Я. р. под­раз­де­ля­ют на ге­те­ро­ген­ные ре­ак­то­ры и го­мо­ген­ные ре­ак­то­ры; по на­зна­че­нию – на энер­ге­ти­че­ские, про­мыш­лен­ные и ис­сле­до­ва­тель­ские; по ти­пу те­п­ло­но­си­те­ля – на во­дя­ные, га­зо­вые и жид­ко­ме­тал­ли­че­ские; по энер­гии ней­тро­нов – на ре­ак­то­ры на те­п­ло­вых ней­тро­нах, ре­ак­то­ры на про­ме­жу­точ­ных ней­тро­нах и ре­ак­то­ры на бы­ст­рых ней­тро­нах; по ко­ли­че­ст­ву кон­ту­ров те­п­ло­но­си­те­ля – на од­но-, двух- и трёх­кон­тур­ные. Не­ко­то­рые Я. р. (ре­ак­то­ры-раз­мно­жи­те­ли) в про­цес­се ра­бо­ты спо­соб­ны са­ми вос­про­из­во­дить вто­рич­ное ядер­ное то­п­ли­во, ко­то­рое мо­жет быть ис­поль­зо­ва­но впо­след­ст­вии; к та­ким Я. р. от­но­сят­ся ре­ак­то­ры на бы­ст­рых ней­тро­нах БН-600, БН-800.

Осн. при­ме­не­ние Я. р. – вы­ра­бот­ка элек­тро­энер­гии. Кпд Я. р. дос­ти­га­ет 31,7% (во­до-во­дя­ной энер­ге­тич. ре­ак­тор ВВЭР-1000). Пер­вая в ми­ре АЭС мощ­но­стью 5 МВт бы­ла за­пу­ще­на в СССР в 1954 (см. Об­нин­ская атом­ная элек­тро­стан­ция). Обо­ру­до­ва­ние кон­ту­ра ге­не­ра­ции элек­тро­энер­гии АЭС ана­ло­гич­но обо­ру­до­ва­нию ти­по­вой ТЭС. Те­п­ло­вая энер­гия ути­ли­зи­ру­ет­ся в ат­мо­сфе­ру по­сред­ст­вом во­до­хра­ни­лищ, пру­дов-ох­ла­ди­те­лей, гра­ди­рен и др.

Схема ядерного реактора ВВЭР-1000: 1 – привод системы управления и защиты; 2 – крышка реактора; 3 – корпус реактора; 4 – блок защитных труб; 5 – шахта; 6 – выгородк... Рис. В. С. Давыдова

Те­п­ло­вы­де­ляю­щие эле­мен­ты (твэл) Я. р. раз­ли­ча­ют по ти­пам: труб­ча­тые, стерж­не­вые, пла­стин­ча­тые, ша­ро­вые и др. Для разл. ти­пов твэ­лов ис­поль­зу­ют ядер­ное то­п­ли­во раз­но­го обо­га­ще­ния: от 2 до 90%. Обыч­но твэ­лы со­би­ра­ют в осо­бые кон­ст­рук­ции – те­п­ло­вы­де­ляю­щие сбор­ки (ТВС). Гл. ча­стью Я. р. слу­жит ак­тив­ная зо­на, в ко­то­рой про­те­ка­ет управ­ляе­мая ре­ак­ция де­ле­ния. Ак­тив­ная зо­на со­сто­ит из ТВС, ус­та­нов­лен­ных в со­от­вет­ст­вую­щих ячей­ках или ка­на­лах, и рас­по­ла­га­ет­ся в кор­пу­се, по­ме­щае­мом в шах­ту из «тя­жё­ло­го» бе­то­на. Осн. обо­ру­до­ва­ние Я. р. раз­ме­ща­ет­ся в гер­ме­тич­ном со­ору­же­нии, пре­дот­вра­щаю­щем вы­ход ра­дио­ак­тив­ных ве­ществ в ок­ру­жаю­щую сре­ду при на­ру­ше­нии нор­маль­ной экс­плуа­та­ции или в ава­рий­ных си­туа­ци­ях (рис.). Те­п­ло­от­вод осу­ще­ст­в­ля­ет­ся глав­ны­ми цир­ку­ля­ци­он­ны­ми на­со­са­ми. В про­цес­се ра­бо­ты Я. р. от­ра­бо­тан­ное то­п­ли­во не­об­хо­ди­мо пе­рио­ди­че­ски из­вле­кать и за­гру­жать све­жее. Для разл. ти­пов Я. р. су­ще­ст­ву­ют раз­ные спо­со­бы пе­ре­груз­ки ТВС: пе­рио­ди­че­ский (1 раз в год) и не­пре­рыв­ный.

Управ­ле­ние цеп­ной ядер­ной ре­ак­ци­ей обес­пе­чи­ва­ют стерж­ни, на­пол­нен­ные по­гло­ти­те­лем ней­тро­нов (кар­бид бо­ра, кад­мий, ев­ро­пий и др.). Стерж­ни обыч­но рас­по­ла­га­ют­ся в верх­ней час­ти Я. р. и вво­дят­ся в ак­тив­ную зо­ну свер­ху вниз, хо­тя бы­ва­ет и го­ри­зон­таль­ная ком­по­нов­ка стерж­ней. Ино­гда стерж­ни из­го­тав­ли­ва­ют в ви­де тон­ких из­де­лий и раз­ме­ща­ют пря­мо внут­ри ТВС. В до­пол­не­ние к стерж­ням для вы­рав­ни­ва­ния по­ля ней­трон­но­го по­то­ка, а так­же для умень­ше­ния ко­ли­че­ст­ва по­гло­щаю­щих стерж­ней мо­жет быть ис­поль­зо­ван жид­кий по­гло­ти­тель ней­тро­нов (напр., рас­твор бор­ной ки­сло­ты), ко­то­рый вы­во­дит­ся из кон­ту­ра в про­цес­се ра­бо­ты Я. р. В не­ко­то­рых ти­пах Я. р. ис­поль­зу­ют­ся вы­го­раю­щие по­гло­ти­те­ли, ус­та­нав­ли­вае­мые в ячей­ках ак­тив­ной зо­ны вме­сто штат­ных ТВС.

В Я. р. пре­ду­смот­ре­на ава­рий­ная за­щи­та, так­же обес­пе­чи­вае­мая по­гло­щаю­щи­ми стерж­ня­ми. Ино­гда до­пус­ка­ет­ся со­вме­ще­ние функ­ций стерж­ней управ­ле­ния и ава­рий­ной за­щи­ты. Вре­мя по­гру­же­ний стерж­ней в ак­тив­ную зо­ну Я. р. со­став­ля­ет неск. се­кунд (3–4 с для ВВЭР-1000). При опус­ка­нии стерж­ней в ак­тив­ную зо­ну ре­ак­ция де­ле­ния ядер пре­кра­ща­ет­ся и Я. р. ос­та­нав­ли­ва­ет­ся, по­сле че­го не­об­хо­ди­мо снять ос­та­точ­ное энер­го­вы­де­ле­ние из ак­тив­ной зо­ны, ко­то­рое в мо­мент ос­та­но­ва со­став­ля­ет ок. 6% от но­ми­наль­но­го уров­ня мощ­но­сти и за­тем экс­по­нен­ци­аль­но умень­ша­ет­ся.

При ра­бо­те Я. р. об­ра­зу­ют­ся жид­кие, твёр­дые и га­зо­об­раз­ные про­дук­ты де­ле­ния, тре­бую­щие ути­ли­за­ции. Га­зы по­сле фильт­ро­ва­ния (в осн. от ¹³¹I) вы­бра­сы­ва­ют­ся в ок­ру­жаю­щую сре­ду че­рез вен­тиля­ци­он­ную тру­бу; жид­ко­сти кон­ди­цио­ни­ру­ют и от­прав­ля­ют на спец. пред­при­ятия для под­го­тов­ки к дли­тель­но­му хра­не­нию. Твёр­дые ра­дио­ак­тив­ные от­хо­ды сор­ти­ру­ют по сте­пе­ни ак­тив­но­сти для по­сле­дую­щей от­прав­ки на дли­тель­ное хра­не­ние. От­ра­бо­тан­ное ядер­ное то­п­ли­во вы­дер­жи­ва­ют в хра­ни­ли­щах для спа­да ра­дио­ак­тив­но­сти и за­тем пе­ре­да­ют на ре­ге­не­ра­цию. Из ТВС из­вле­ка­ют не­вы­го­рев­шее то­п­ли­во, ко­то­рое слу­жит сырь­ём для из­го­тов­ле­ния но­вых ТВС.

Я. р. ис­поль­зу­ют так­же для про­из-ва ра­дио­нук­ли­дов ме­ди­цин­ско­го (⁹⁹Мо, ¹³¹I и др.) и тех­ни­че­ско­го (⁶⁰Co, ¹⁹²Ir и др.) на­зна­че­ния. В ме­ди­ци­не ра­дио­нук­ли­ды, дос­тав­ляе­мые с Я. р., при­ме­ня­ют для ди­аг­но­сти­ки и ле­че­ния он­ко­ло­гич. за­бо­ле­ва­ний.