Начать нужно с того, зачем нужен реактор. А нужен он потому, что существуют нестабильные изотопы (в природе это только уран-235), ядра которых при распаде разрушается полностью, разбрасывая как крупные осколки, так отдельные свободные нейтроны, поглощающиеся соседними ядрами и провоцирующими их распад по такому же сценарию. Данный процесс именуется «цепной реакцией».
Если оставить цепную ядерную реакцию без должного контроля, интенсивность распада будет нарастать по экспоненте. Что приведёт к взрыву. В случаях, когда такой исход представляется нежелательным, применяется ядерный реактор, — устройство, позволяющее удержать интенсивность реакции на постоянном уровне. Обуздать протекающие в ядерном горючем процессы позволяют замедлитель, поглотитель и теплоноситель.
Замедлителем именуется вещество, «притормаживающее» рождающиеся при распаде ядер нейтроны, в противном случае слишком быстро покидающие зону реакции. Лучше всего с этой задачей справляются вещества из первых строк Периодической таблицы. Ибо по закону сохранения импульса при столкновении с ядром свинца нейтрон отдаст ему всего 1% своей энергии, ядру же водорода пожертвует сразу половину. Но водород, даже жидкий, имеет недостаточную для выполнения функций замедлителя плотность. Обычно, в качестве катализатора ядерных реакций используются вода или графит.
Поглотитель вступает в игру в моменты, когда интенсивность распада требуется понизить, убрав из активной зоны лишние нейтроны. Наиболее часто для этой цели применяется бор. Точнее, его стабильный изотоп бор-10, охотно захватывающий нейтроны с образованием изотопа бор-11, также нерадиоактивного.
Наконец, теплоноситель необходим для отвода избыточного тепла из зоны реакции. Задача лишь кажется простой, ибо от теплоносителя требуются исключительная радиационная стойкость, высокая температура кипения, прозрачность для нейтронов, хорошая теплоёмкость и химическая инертность. Хороших вариантов тут нет. Самым же дешёвым из плохих является вода.
Реакторы различаются между собой комбинацией замедлителя и теплоносителя. Наилучшую репутацию и наибольшее распространение имеет водо-водяной реактор. Из энергоблоков работающих ныне к данному типу относятся 65%, а среди строящихся почти все водо-водяные. Вода в таком реакторе используется в качестве замедлителя и теплоносителя одновременно. Устройство представляет собой сверхпрочный стальной котёл. При затоплении горючего, замедленные водой нейтроны разжигают реакцию, контролируемую впрыскиванием в теплоноситель раствора борной кислоты. Перегретая до 322 градусов Цельсия, но, всё-таки, не кипящая, ибо давление в системе достигает 160 атмосфер, жидкость передаёт тепло второму контуру охлаждения, в котором тоже течёт вода, но не проходящая через ядерное пламя и не радиоактивная. Превращаясь в пар, она вращает турбины.
Кипящий реактор можно считать американским вариантом водо-водяного котла, отличающийся образованием пара прямо в активной зоне. Понижение рабочего давления до 70 атмосфер позволяет удешевить производство, но сильно осложняет эксплуатацию установки. Ибо турбины в таком случае включаются в первый – радиоактивный – контур охлаждения. Для обслуживания или замены они недоступны.
Остальные три типа получивших практическое распространение энергоблоков используют твёрдый замедлитель – графит. И, соответственно, имеют иную – канальную – конструкцию. Теплоноситель проходит через заполненную горючим и блоками замедлителя – графита – активную зону по множеству труб, поглотитель же при необходимости вводится в неё в виде стержней из бористой стали. Такое устройство упрощает изготовление и позволяет дозаправлять реактор в процессе работы, но снижает его надёжность и, особенно, безопасность. Трубы вообще склонны протекать или прорываться. В частности, это касается и труб в реакторах.
Канадские тяжеловодные реакторы, единственные из канальных, строительство которых продолжается и в наши дни. Изюминкой их устройства является использования в качестве теплоносителя тяжёлой воды (в состав молекул которой вместо водорода входит дейтерий). Такая вода, в отличие от обычной, нейтроны не поглощает. И это позволяет загружать в тяжеловодный реактор «естественный» – не обогащённый 235 изотопом – уран.
Использвание природного урана — метод варварский. Реакция прекращается после выгорания лишь малой доли активного изотопа. Но обогащение урана — процесс чрезвычайно сложный, дорогостоящий и политически токсичный (так как заключается в покупке обогащённого урана в России). С другой же стороны, радиоактивные отходы тоже не подарок в смысле токсичности. Там, где работающий на естественной смеси изотопов реактор даст 100 тонн отходов, обогащение до 3% сократит эту массу до 7, а 30% до 0.7 тонн. Так что, желающих сэкономить на обогащении не так уж много.
Изобретением британских учёных можно считать газоохлаждаемые реакторы, в которых в качестве теплоносителя используется подающийся под давлением 10 атмосфер углекислый газ. Его химическая инертность позволяет резко снизить требования к коррозийной стойкости конструкции и применить в ней не поглощающие нейтроны материалы. Ещё лучшим в этом плане вариантом является применявшийся в прошлом немцами гелий, в химическом смысле благородный, и не образующий, к тому же, радиоактивных изотопов под воздействием нейтронного облучения. Но теплоёмкость углекислоты недостаточна, а гелия – просто неудовлетворительна, что приводит к снижению мощности установки. Британские газоохлаждаемые реакторы также пригодны для использования не обогащённого урана и теперь готовятся к выводу из эксплуатации.
Наконец, советским по происхождению является графито-водный реактор. Именно такой ещё в 1954 году был введён в эксплуатацию на первой в мире Обнинской АЭС. Но советскому примеру никто последовать не рискнул, ибо при использовании для охлаждения канального реактора обычной, лёгкой воды, её вклад в замедление нейтронов (с этим отлично справлялся графит) оказывался меньше, чем в их поглощение. В результате возникал эффект «положительной реактивности». В случае перегрева реактора вода выкипала, и реакция разгонялась.
Разумеется, никакой опасности графито-водный реактор не представлял. Он просто, единственный из всех, не обладал 100% защитой от оператора. Если разом остановить все охлаждающие активную зону насосы, затем отключить систему аварийной защиты и в ручном режиме полностью извлечь стержни поглотителя, реактор мог пойти вразнос… После того, как в 1986 году персонал Чернобыльской АЭС действительно проделал всё вышеперечисленное, графито-водная конструкция была признана морально устаревшей.
Есть ещё реакторы на быстрых нейтронах, но это отдельная тема.
