Классифицируются по виду топлива:

• изотопы урана 235, 238, 233 (²³⁵U, ²³⁸U, ²³³U)

• изотоп плутония 239 (²³⁹Pu), также изотопы ^239-242Pu в виде смеси с ²³⁸U (MOX-топливо)

• изотоп тория 232 (²³²Th) (посредством преобразования в ²³³U)

По степени обогащения:

• природный уран

• слабо обогащённый уран

• высоко обогащённый уран

По химическому составу:

• металлический U

• UO₂ (диоксид урана)

• UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

• H₂O (вода, см. водо-водяной реактор)

• Газ, (см. графито-газовый реактор)

• D₂O (тяжёлая вода, см. тяжеловодный ядерный реактор)

• Реактор с органическим теплоносителем

• Реактор с жидкометаллическим теплоносителем

• Реактор на расплавах солей

• Реактор с твердым теплоносителем

По роду замедлителя

• С (графит, см. графито-газовый реактор, графито-водный реактор)

• H₂O (вода, см. легководный реактор, водо-водяной реактор)

• D₂O (тяжёлая вода, см. тяжеловодный ядерный реактор)

• Be, BeO

• Гидриды металлов

• Без замедлителя (см. реактор на быстрых нейтронах)

По мере выгорания топлива реактивность реактора уменьшается. Замена выгоревшего топлива производится сразу из всей активной зоны или постепенно, оставляя в работе ТВЭЛы разных «возрастов».

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней – система аварийной защиты.

Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.

Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.

Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его останова. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора

Твэл – тепловыделяющий элемент – топливное устройство в ядерных реакторах.

АЭС – это по существу тепловые электростанции, которые ис­пользуют тепловую энергию ядерных реакций.

Возможность использования ядерного топлива, в основном ³⁵U, в качестве источника теплоты связана с образованием цеп­ной реакции деления вещества и выделением при этом огромно­го количества энергии. Самоподдерживающаяся и регулируемая Цепная реакция деления ядер урана обеспечивается в ядерном ре­акторе. Ввиду эффективности деления ядер урана ²³⁵U при «бом­бардировке» их медленными тепловыми нейтронами пока преоб­ладают реакторы на медленных тепловых нейтронах. В качестве ядерного горючего используют обычно изотоп урана ²³⁵U, содер­жание которого в природном уране составляет 0,714%; основная масса урана – изотоп ²³⁸U (99,28%). Ядерное топливо использу­ют обычно в твердом виде. Его заключают в предохранительную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы называют твэ-лами, их устанавливают в рабочих каналах активной зоны реак­тора. Тепловая энергия, выделяющаяся при реакции деления, от­водится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий ка­нал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую подвергают тщательной очистке.

Реакторы с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосред­ственно в активной зоне реактора.

При делении ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообо­гащенном уране, где содержание ²³⁵U невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтро­ны замедляют до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей спо­собностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителя­ми являются вода, тяжелая вода, графит.

В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управ­ляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Одна­ко перспективным направлением является использование реакто­ров на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего – плутония; таким образом может быть ис­пользована большая часть ²³⁸U.

На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:

РБМК (реактор большой мощности, канальный) – реактор на тепловых нейтронах, водографитовый;

ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) – реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа;

БН (быстрые нейтроны) – реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.

Единичная мощность ядерных энергоблоков достигла 1500 МВт. В настоящее время считается, что единичная мощность энерго­блока АЭС ограничивается не столько техническими соображени­ями, сколько условиями безопасности при авариях с реакторами.

Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной.

На рисунке в качестве примера представлена двухконтурная схема АЭС для электростанций с реакторами ВВЭР. Видно, что эта схема близка к схеме КЭС, однако вместо парогенератора на органическом топливе здесь используется ядерная установка.

Р ис. 22. Принципиаль­ная технологическая схе­ма АЭС с реактором типа ВВЭР: 1 – реактор; 2 – па­рогенератор; 3 – турбина; 4 – генератор; 5 – транс­форматор; 6 – конденса­тор турбины; 7 – конден­сационный (питатель­ный) насос; 8 – главный циркуляционный насос

АЭС, так же как и КЭС, строятся по блочному принципу как в тепломеханической, так и в электрической части.

Ядерное топливо обладает очень высокой теплотворной способ­ностью (1кг ²³⁵U заменяет 2900 т угля), поэтому АЭС особенно эффективны в районах, бедных топливными ресурсами, например в европейской части России.

АЭС выгодно оснащать энергоблоками большой мощности. Тогда по своим технико-экономическим показателям они не ус­тупают КЭС, а в ряде случаев и превосходят их.

Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых ней­тронах (БН), которые могут использоваться для получения тепла и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного горю­чего. Технологическая схема энергоблока такой АЭС представле­на на рис. 23. Реактор типа БН имеет активную зону, где про­исходит ядерная реакция с выделением потока быстрых нейтро­нов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из ²³⁸U, который обычно в ядерных реакциях не используется, и превращают его в плутоний ²³⁹Ри, который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного горючего. Тепло ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки элект­роэнергии.

а б

Рис. 23. Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором типа БН: а — принцип выполнения активной зоны реактора; б— техно­логическая схема: 1—7— аналогичны указанным на рис. 4.20; 8— тепло­обменник натриевых контуров; 9— насос нерадиоактивного натрия; 10— насос радиоактивного натрия

Схема АЭС с реактором БН трехконтурная, в двух из них ис­пользуется жидкий натрий (в контуре реактора и промежуточном). Жидкий натрий бурно реагирует с водой и водяным паром. По­этому, чтобы избежать при авариях контакта радиоактивного на­трия первого контура с водой или водяным паром, выполняют второй (промежуточный) контур, теплоносителем в котором яв­ляется нерадиоактивный натрий. Рабочим телом третьего конту­ра является вода и водяной пар.

АЭС не имеют выбросов дымовых газов и не имеют отходов в виде золы и шлаков. Однако удельные тепловыделения в охлаж­дающую воду у АЭС больше, чем у ТЭС, вследствие большего удельного расхода пара, а следовательно, и больших удельных рас­ходов охлаждающей воды. Поэтому на большинстве новых АЭС предусматривается установка градирен, в которых теплота от ох­лаждающей воды отводится в атмосферу.

Важной особенностью возможного воздействия АЭС на окру­жающую среду является необходимость захоронения радиоактив­ных отходов. Это делается в специальных могильниках, которые исключают возможность воздействия радиации на людей.

Чтобы избежать влияния возможных радиоактивных выбросов АЭС на людей при авариях, применены специальные меры по по­вышению надежности оборудования (дублирование систем безопас­ности и др.), а вокруг станции создается санитарно-защитная зона.

По данным Росэнергоатома, в ближайшей перспективе будет наблюдаться дальнейшее развитие атомной энергетики как по мощности АЭС, так и количеству вырабатываемой электрической энергии на АЭС России.

Циклы АЭС и их эффективность

Как уже отмечалось, на АЭС ядерный тепловой двигатель со­стоит из реактора, являющегося источником теплоты (подобно паровому котлу или камере сгорания), и соответственно паро- или газотурбинной установки, где эта теплота превращается в меха­ническую работу. Поэтому теоретические циклы ядерных тепло­вых двигателей подобны рассмотренным выше циклам паротур­бинных и газотурбинных двигателей и к ним применимы те же оце­ночные критерии. Однако существуют и некоторые особенности:

1) возможность широко изменять тепловую мощность реактора;

2) ограниченность ее максимальной величины термостойкос­тью оболочек твэлов (сплавы из А1 и Mg — до 450 °С, нержаве­ющая сталь — до 600 °С, другие материалы — до 1000 °С) и термо­стойкостью ядерного топлива (металлический уран — до 600 °С, двуокись урана UO₂ — 2760 °С);

3) небольшая доля топливной составляющей в балансе стоимо­сти вырабатываемой энергии (10—15% против 50—60% на ТЭС), которая при воспроизводстве ядерного топлива становится совсем ничтожной;

4) последнее обстоятельство предъявляет к АЭС не только тре­бование высокого термического КПД цикла, но и максималь­ной единичной мощности, позволяющей снизить капиталовложе­ния в строительство электростанций и энергосиловых установок судов.

Гидроэлектроста́нция (ГЭС) – электростанция, в качестве источника энергии использующая энергию водного потока. Гидроэлектростанции обычно строят на реках, сооружая плотины и водохранилища.

Для эффективного производства электроэнергии на ГЭС необходимы два основных фактора: гарантированная обеспеченность водой круглый год и возможно большие уклоны реки, благоприятствуют гидростроительству каньонобразные виды рельефа.