Просмотр кода страницы Ядерный реактор

[[Файл:Advanced Test Reactor.jpg|thumb|300px|Активная зона {{не переведено|Исследовательский реактор ATR|исследовательского реактора ATR|en|Advanced Test Reactor}} [[Национальная лаборатория Айдахо|Национальной лаборатории Айдахо]]. Хорошо видно голубое свечение — [[эффект Вавилова — Черенкова]].]]
'''Я́дерный (а́томный) реа́ктор''' — устройство, предназначенное для организации управляемой, самоподдерживающейся [[цепная ядерная реакция|цепной реакции деления]], сопровождающейся выделением энергии.

Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре [[1942 год]]а в [[США]] под руководством [[Ферми, Энрико|Э. Ферми]]. Первым реактором, построенным за пределами США, стал [[ZEEP]], запущенный в [[Канада|Канаде]] 5 сентября 1945 года<ref name="zeep-cstm">[http://www.sciencetech.technomuses.ca/english/whatson/zeep.cfm «ZEEP — Canada’s First Nuclear Reactor»] {{Wayback|url=http://www.sciencetech.technomuses.ca/english/whatson/zeep.cfm |date=20140306233719 }}, Canada Science and Technology Museum.</ref>. В Европе первым ядерным реактором стала установка [[Ф-1 (реактор)|Ф-1]], заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством [[Курчатов, Игорь Васильевич|И. В. Курчатова]]<ref>{{книга|автор=Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М.|заглавие=Ядерный щит|ссылка=<!--http://www.fictionbook.ru/author/a_m_matushenko/yaderniyyi_shit/read_online.html?page=6-->|место=М.|издательство=Логос|год=2008|страниц=438|isbn=978-5-98704-272-0}}</ref>. К [[1978 год]]у в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов.

== История ==
Теоретическую группу «[[Немецкая ядерная программа|Урановый проект]]» [[Третий Рейх|нацистской Германии]], работающую в [[Общество кайзера Вильгельма|Обществе кайзера Вильгельма]], возглавлял [[Вайцзеккер, Карл Фридрих фон|Вайцзеккер]], но лишь формально. Фактическим лидером стал [[Гейзенберг, Вернер|Гейзенберг]], разрабатывающий теоретические основы цепной реакции, Вайцзеккер же с группой участников сосредоточился на создании «урановой машины» — первого реактора. Поздней весной 1940 года один из учёных группы — [[Хартек, Пол|Хартек]] — провёл первый опыт с попыткой создания цепной реакции, используя оксид урана и твёрдый графитовый замедлитель. Однако имеющегося в наличии делящегося материала не хватило для достижения этой цели. В 1941 году в [[Лейпцигский университет|Лейпцигском университете]] участником группы Гейзенберга [[Дёпель, Георг Роберт|Дёпелем]] был построен стенд с тяжеловодным замедлителем, в экспериментах на котором к маю 1942 года удалось достичь производства нейтронов в количестве, превышающем их поглощение. Полноценной цепной реакции немецким учёным удалось достичь в феврале 1945 года в эксперименте, проводимом в горной выработке близ [[Хайгерлох]]а. Однако спустя несколько недель ядерная программа Германии прекратила существование<ref>{{cite web
 |url         = http://www.mpiwg-berlin.mpg.de/Preprints/P203.PDF
 |title       = Werner Heisenberg and the German Uranium Project
 |author      = Horst Kant
 |date        = 2002
 |work        = Preprint 203
 |publisher   = {{iw|Институт истории науки имени Макса Планка|Max Planck Institute for the History of Science|en|Max Planck Institute for the History of Science}}
 |accessdate  = 2012-02-10
 |lang        = en
 |archiveurl  = https://web.archive.org/web/20120205050454/http://www.mpiwg-berlin.mpg.de/Preprints/P203.PDF
 |archivedate = 2012-02-05
 |deadlink    = yes
}}</ref><ref>{{книга
 |автор         = Круглов А. К.
 |заглавие      = Как создавалась атомная промышленность в СССР
 |место         = М.
 |издательство  = ЦНИИатоминформ
 |год           = 1995
 |страницы      = 
 |страниц       = 380
 |серия         = 
 |isbn          = 5-85165-011-7
 |тираж         = 
}}</ref>.

[[Файл:HD.5A.020 (10692800196).jpg|thumb|300px|«[[Чикагская поленница-1]]».]]
[[Цепная ядерная реакция|Цепная реакция деления ядер]] (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре [[1942 год]]а. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая [[Ферми, Энрико|Э. Ферми]], создала первый в мире ядерный реактор, названный «[[Чикагская поленница-1|Чикагской поленницей]]» (''Chicago Pile-1'', ''CP-1''). Он состоял из [[графит]]овых блоков, между которыми были расположены шары из природного [[Уран (элемент)|урана]] и его [[диоксид урана|диоксида]]. [[Быстрые нейтроны]], появляющиеся после деления ядер [[Уран-235|<sup>235</sup>U]], замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых [[нейтрон]]ов, называют [[Реактор на тепловых нейтронах|реакторами на тепловых нейтронах]]. В их состав входит очень много [[Замедлитель нейтронов|замедлителя]] по сравнению с ядерным топливом.

В [[СССР]] теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика [[Курчатов, Игорь Васильевич|И. В. Курчатова]]. Первый советский реактор [[Ф-1 (реактор)|Ф-1]] был построен в [[Лаборатория № 2 АН СССР|Лаборатории № 2 АН СССР]] ([[Москва]]). Этот реактор выведен в критическое состояние [[25 декабря]] [[1946 год]]а. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности. Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В [[1948 год]]у введён в действие [[И-1 (реактор)|реактор И-1]] (по другим данным он назывался [[А-1]]) по производству [[Плутоний|плутония]], а [[27 июня]] [[1954 год]]а вступила в строй [[Обнинская АЭС|первая в мире атомная электростанция]] электрической мощностью 5 МВт в г. [[Обнинск]]е.

''также'': [[Поколения ядерных реакторов]]

== Устройство и принцип работы ==

=== Механизм энерговыделения ===
{{main|Деление ядра}}
{{also|Цепная ядерная реакция}}
Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергии. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует [[энергетический барьер]], для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. [[Экзоэнергетическая реакция]] состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт [[кинетическая энергия|кинетической энергии]] сталкивающихся частиц, либо за счёт [[энергия связи|энергии связи]] присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни [[кельвин]]ов, в случае же ядерных реакций — это минимум 10<sup>7</sup> [[Кельвин|K]] из-за очень большой высоты [[кулоновский барьер|кулоновских барьеров]] сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны ([[термоядерный синтез]]).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.
[[Файл:Heterogeneous reactor scheme.png|frame|'''Схематическое устройство [[Гетерогенный ядерный реактор|гетерогенного реактора]] на тепловых нейтронах'''<br>1 — [[Управляющий стержень]];<br>2 — [[Радиационная защита]];<br>3 — [[Теплоизоляция]];<br>4 — [[Замедление нейтронов|Замедлитель]];<br>5 — [[Тепловыделяющий элемент|Ядерное топливо]];<br>6 — [[Теплоноситель]].]]

=== Конструкция ===
Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:
* [[Активная зона]] с [[Ядерное топливо|ядерным топливом]];
* [[Отражатель нейтронов]], окружающий активную зону;
* [[Теплоноситель ядерного реактора|Теплоноситель]];
* [[Управление ядерным реактором|Система регулирования цепной реакции]], в том числе [[аварийная защита ядерного реактора|аварийная защита]];
* Радиационная защита;
* Система дистанционного управления.

=== Физические принципы работы ===
{{main|Коэффициент размножения нейтронов|Реактивность ядерного реактора}}

{{нет сносок|В этом разделе|дата=2021-01-07}}

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным [[Коэффициент размножения нейтронов|коэффициентом размножения нейтронов]] ''k'' или [[Реактивность ядерного реактора|реактивностью]] ''ρ'', которые связаны следующим соотношением:

: <math>\rho = {{k-1} \over k}</math>

Для этих величин характерны следующие значения:
* ''k'' &gt; 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в ''надкритичном'' состоянии, его реактивность ''ρ'' &gt; 0;
* ''k'' &lt; 1 — реакция затухает, реактор — ''подкритичен'', ''ρ'' &lt; 0;
* ''k'' = 1, ''ρ'' = 0 — число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном ''критическом'' состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

: <math>k = k_0w = 1</math>, где

* <math>w</math> — доля нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, от полного числа образующихся в реакторе (или вероятность для нейтрона избежать утечки из конечного объёма активной зоны);
* <math>k_0</math> — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

С целью уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например, короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Осуществление ''управляемой'' цепной реакции деления ядра возможно при определённых условиях. В процессе деления ядер топлива возникают мгновенные нейтроны, образующиеся непосредственно в момент деления ядра, и запаздывающие нейтроны, испускаемые осколками деления в процессе их радиоактивного распада. Время жизни мгновенных нейтронов очень мало, поэтому даже современные системы и средства управления реактором не могут поддерживать необходимый коэффициент размножения нейтронов только за счёт мгновенных нейтронов. Время жизни запаздывающих нейтронов составляет от 0,1 до 10 секунд. За счёт значительного времени жизни запаздывающих нейтронов система управления успевает переместить стержни-поглотители, поддерживая тем самым необходимый коэффициент размножения нейтронов (реактивность).

Отношение числа запаздывающих нейтронов, вызвавших реакцию деления в данном поколении, ко всему числу нейтронов, вызвавших реакцию деления в данном поколении, называется эффективной долей запаздывающих нейтронов — ''β<sub>эф</sub>''.
Таким образом, возможны следующие сценарии развития цепной реакции деления:

# ''ρ'' < 0, ''k'' < 1 — реактор подкритичен, интенсивность реакции уменьшается, мощность реактора снижается;
# ''ρ'' = 0, ''k'' = 1 — реактор критичен, интенсивность реакции и мощность реактора постоянны;
# ''ρ'' > 0, ''k'' > 1 — реактор надкритичен, интенсивность реакции и мощность реактора увеличиваются.

В последнем случае возможны два принципиально отличающихся друг от друга состояния надкритичного реактора:

* 0 < ''ρ'' < ''β<sub>эф</sub>'' — при реактивности большей нуля, но меньшей значения эффективной доли запаздывающих нейтронов ''β<sub>эф</sub>'', цепная реакция протекает со скоростью, определяемой временем запаздывания нейтронов — реактор подкритичен на мгновенных нейтронах, а требуемая надкритичность достигается за счёт рождающихся запаздывающих нейтронов, при этом реакция деления является ''управляемой'';
* ''ρ'' > ''β<sub>эф</sub>'' — при реактивности реактора, превышающей эффективную долю запаздывающих нейтронов, реактор становится критичным на мгновенных нейтронах, и мощность цепной реакции деления начинает экспоненциально возрастать. Время нарастания мощности настолько мало, что никакие системы управления (в том числе аварийные) не успевают сработать, и рост мощности может быть ограничен только физическими процессами, протекающими в активной зоне. Например, в тепловом реакторе это — уменьшение [[сечение захвата нейтронов|сечения захвата нейтронов]] с ростом температуры, которое является одной из физических причин отрицательного [[Мощностной коэффициент реактивности|мощностного коэффициента реактивности]].

Очевидно, что <math>k<k_0</math>, поскольку в конечном объёме, в отличие от бесконечного, из-за утечки присутствует потеря нейтронов. Поэтому, если в веществе какого-либо состава <math>k_0<1</math>, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, <math>k_0</math> определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

<math>k_0</math> для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

: <math>k_0=\mu \phi \theta \eta</math>, где

* <math>\mu</math> — [[коэффициент размножения на быстрых нейтронах]];
* <math>\phi</math> — [[вероятность избежать резонансного захвата]];
* <math>\theta</math> — [[коэффициент использования тепловых нейтронов]];
* <math>\eta</math> — [[выход нейтронов на одно поглощение]].

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

''Критический объём'' ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии. ''[[Критическая масса]]'' — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для <sup>235</sup>U эта масса равна 0,8 кг, для <sup>239</sup>Pu — 0,5 кг и для [[Калифорний-251|<sup>251</sup>Cf]] — 0,01 кг<ref>{{БСЭ|Критической масса}}           </ref>. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг<ref>https://fas.org/sgp/othergov/doe/lanl/pubs/00416628.pdf {{Wayback|url=https://fas.org/sgp/othergov/doe/lanl/pubs/00416628.pdf |date=20160416042718 }} Early Reactors From Fermi’s Water Boiler
to Novel Power Prototypes by Merle E. Bunker</ref>, несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Предложена конструкция реактора на изомере <sup>242m</sup>Am, где критическая масса составляет около 20 г при обогащении по этому изомеру выше 95%<ref>{{Cite web |url=http://mail.ssl.obninsk.ru/web/002/english.nsf/24994c7c3f861801c3256eec00326198/569f3943f09ad38ec3256f20003f58eb/%24FILE/ATTWTKI4/%D0%AF%D0%B4%D0%B5%D1%80%D0%BD%D0%B0%D1%8F_%D1%8D%D0%BD%D0%B5%D1%80%D0%B3%D0%B5%D1%82%D0%B8%D0%BA%D0%B0_2003_%D0%9C%D0%90%D0%A0%D0%A1.pdf |title=ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ АМЕРИЦИЕВОГО РЕАКТОРА ДЛЯ НЕЙТРОННОЙ ТЕРАПИИ. РЕАКТОР «МАРС» |access-date=2021-01-06 |archive-date=2021-01-09 |archive-url=https://web.archive.org/web/20210109010524/http://mail.ssl.obninsk.ru/web/002/english.nsf/24994c7c3f861801c3256eec00326198/569f3943f09ad38ec3256f20003f58eb/$FILE/ATTWTKI4/%D0%AF%D0%B4%D0%B5%D1%80%D0%BD%D0%B0%D1%8F_%D1%8D%D0%BD%D0%B5%D1%80%D0%B3%D0%B5%D1%82%D0%B8%D0%BA%D0%B0_2003_%D0%9C%D0%90%D0%A0%D0%A1.pdf |url-status=live }}</ref>.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси [[Радий|Ra]] и [[Бериллий|Be]], [[Калифорний-252|<sup>252</sup>Cf]] или других веществ.

=== Иодная яма ===
{{main|Иодная яма}}

Иодная яма, или ксеноновое отравление, — состояние ядерного реактора после его остановки, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа [[ксенон]]а [[Ксенон-135|<sup>135</sup>Xe]], который является продуктом распада изотопа иода-135 (из-за чего этот процесс и получил своё название). Высокое сечение захвата тепловых нейтронов ксеноном-135 приводит к временному появлению значительной отрицательной [[реактивность ядерного реактора|реактивности]], что, в свою очередь, делает затруднительным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток) после остановки реактора.

== Классификация ==
<!-- Классификация от 1990 года-->
=== По назначению ===
По характеру использования ядерные реакторы делятся на<ref>{{книга
 |автор         = Дементьев Б. А.
 |заглавие      = Ядерные энергетические реакторы
 |ссылка        = https://archive.org/details/isbn_528303836X
 |место         = М.
 |издательство  = [[Энергоатомиздат]]
 |год           = 1990
 |страницы      = [https://archive.org/details/isbn_528303836X/page/n10 21]—22
 |страниц       = 351 
 |isbn          = 5-283-03836-X
 |тираж         = 
}}</ref><ref>{{книга
 |автор         = Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С.
 |заглавие      = Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов 
 |ссылка        = 
 |ответственный = Под ред. Г. А. Батя 
 |место         = М.
 |издательство  = Энергоиздат
 |год           = 1982
 |страницы      = 31
 |страниц       = 511 
 |тираж         = 
}}</ref><ref>{{книга
 |автор         = Angelo, Joseph A.
 |заглавие      = Nuclear technology
 |ссылка        = http://books.google.ru/books?id=ITfaP-xY3LsC&printsec=frontcover&hl=ru#v=onepage&q&f=false
 |место         = USA
 |издательство  = [[Greenwood Publishing Group|Greenwood Press]]
 |год           = 2004
 |pages         = 275—276
 |allpages      = 647
 |серия         = Sourcebooks in modern technology
 |isbn          = 1-57356-336-6
 |тираж         = 
}}</ref>:
* '''[[Энергетический реактор|Энергетические реакторы]]''', предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в [[энергетика|энергетике]], а также для [[Опреснение воды|опреснения морской воды]] (реакторы для опреснения также относят к промышленным). [[список АЭС мира|Основное применение]] такие реакторы получили на [[Атомная электростанция|атомных электростанциях]]. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 [[Гигаватт|ГВт]]. В отдельную группу выделяют:
* '''Транспортные реакторы''', предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения — морские транспортные реакторы, применяющиеся на [[Атомная подводная лодка|подводных лодках]] и различных [[Атомоход|надводных судах]], а также реакторы, применяющиеся в [[Космическая техника|космической технике]] (см. [[ядерные реакторы на космических аппаратах]]).
* '''Экспериментальные реакторы''', предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких [[Киловатт|кВт]].
* '''[[Исследовательский реактор|Исследовательские реакторы]]''', в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области [[ядерная физика|ядерной физики]], [[физика твёрдого тела|физики твёрдого тела]], [[Радиохимия|радиационной химии]], [[Биология|биологии]], для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в том числе деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
* '''[[Промышленный реактор|Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы]]''', используемые для наработки [[изотоп]]ов, применяемых в различных областях. Наиболее широко используются для производства [[ядерное оружие|ядерных оружейных]] материалов, например, [[Плутоний-239|<sup>239</sup>Pu]]. Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для [[Опреснение воды|опреснения морской воды]].

Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются '''многоцелевыми'''. Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы, кроме своей основной задачи, часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

=== По спектру нейтронов ===
* [[Реактор на тепловых нейтронах|Реактор на тепловых (медленных) нейтронах]] («тепловой реактор»)
* [[Реактор на быстрых нейтронах]] («быстрый реактор»)
* [[Реактор на промежуточных нейтронах]]
* [[Реактор со смешанным спектром]]

=== По размещению топлива ===
* [[Гетерогенный ядерный реактор|Гетерогенные реакторы]], где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
* [[Гомогенный ядерный реактор|Гомогенные реакторы]], где топливо и замедлитель представляют однородную смесь ([[гомогенная система|гомогенную систему]]).

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются [[Тепловыделяющая сборка|тепловыделяющими сборками]] (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ''ячейки''.

=== По виду топлива ===
* изотопы урана [[уран-235|<sup>235</sup>U]], [[уран-238|<sup>238</sup>U]], [[уран-233|<sup>233</sup>U]]
* изотоп плутония [[плутоний-239|<sup>239</sup>Pu]], также изотопы <sup>239-242</sup>Pu в виде смеси с <sup>238</sup>U ([[MOX-топливо]])
* изотоп тория <sup>232</sup>Th (посредством преобразования в <sup>233</sup>U)

По степени обогащения:
* природный уран
* слабо [[Обогащение урана|обогащённый уран]]
* высоко обогащённый уран

По химическому составу:
* металлический U
* UO<sub>2</sub> ([[диоксид урана]])
* UC ([[карбид урана]]) и т. д.

=== По виду теплоносителя ===
* H<sub>2</sub>O ([[вода]], см. [[Водо-водяной реактор]])
* Газ (см. [[Графито-газовый реактор]])
* D<sub>2</sub>O ([[тяжёлая вода]], см. [[Тяжеловодный ядерный реактор]], [[CANDU]])
* [[Реактор с органическим теплоносителем]]
* [[Реактор с жидкометаллическим теплоносителем]]
* [[Реактор на расплавах солей]]
* [[Атомный реактор с твёрдым теплоносителем|Реактор с твёрдым теплоносителем]]

=== По роду замедлителя ===
* С ([[графит]], см. [[Графито-газовый реактор]], [[Графито-водный реактор]])
* H<sub>2</sub>O (вода, см. [[Легководный реактор]], [[Водо-водяной ядерный реактор|Водо-водяной реактор]], [[ВВЭР-1000|ВВЭР]])
* D<sub>2</sub>O (тяжёлая вода, см. [[Тяжеловодный ядерный реактор]], [[CANDU]])
* [[Бериллий|Be]], BeO
* [[Гидрид]]ы металлов
* Без замедлителя (см. [[Реактор на быстрых нейтронах]])

=== По конструкции ===
Оба варианта являются подвидами гетерогенных реакторов:

* [[Корпусной ядерный реактор|Корпусные реакторы]]
* [[Канальный ядерный реактор|Канальные реакторы]]
* [[Реактор бассейнового типа|Реакторы бассейнового типа]]
* [[Малый модульный реактор|модульные (малые) реакторы]] (ММР)

=== По способу генерации пара ===
* Реактор с внешним [[парогенератор]]ом (см. [[Водо-водяной ядерный реактор|Водо-водяной реактор]], напр. [[ВВЭР-1000|ВВЭР]])
* [[Кипящий реактор]]

=== Классификация МАГАТЭ ===
[[Международное агентство по атомной энергии]] (МАГАТЭ) использует следующую классификацию основных типов энергетических ядерных реакторов в соответствии с применяемыми в них материалами [[Теплоноситель ядерного реактора|теплоносителя]] и [[Замедление нейтронов|замедлителя]]<ref>{{Cite web |url=https://www.iaea.org/PRIS/Glossary.aspx |title=Глоссарий терминов, используемых в базе данных PRIS |access-date=2016-11-13 |archive-date=2017-01-01 |archive-url=https://web.archive.org/web/20170101190123/https://www.iaea.org/PRIS/Glossary.aspx |url-status=live }}</ref>:
* PWR (pressurized water reactor) — [[водо-водяной ядерный реактор|реактор с водой под давлением]], в котором [[вода|лёгкая вода]] является и теплоносителем и замедлителем (например [[Водо-водяной энергетический реактор|ВВЭР]]);
* BWR (boiling water reactor) — [[кипящий ядерный реактор|кипящий реактор]], в котором, в отличие от PWR, образование пара, подаваемого на турбины, происходит непосредственно в реакторе;
* FBR (fast breeder reactor) — [[реактор-размножитель]] [[Реактор на быстрых нейтронах|на быстрых нейтронах]], не требующий наличия замедлителя;
* GCR (gas-cooled reactor) — [[газоохлаждаемый реактор]]. В качестве замедлителя используется как правило [[графит]];
* LWGR (light water graphite reactor) — [[графито-водный ядерный реактор|графито-водный реактор]], например [[Реактор большой мощности канальный|РБМК]];
* PHWR (pressurised heavy water reactor) — [[тяжеловодный ядерный реактор|тяжеловодный реактор]];
* HTGR (high-temperature gas-cooled) — высокотемпературный [[газоохлаждаемый реактор]];
* HWGCR (heavy-water-moderated, gas-cooled reactor) — [[газоохлаждаемый реактор]] с [[Тяжёлая вода|тяжеловодным]] замедлителем;
* HWLWR (heavy-water-moderated, boiling light-water-cooled reactor) — [[кипящий ядерный реактор|кипящий реактор]] с замедлителем из [[Тяжёлая вода|тяжёлой воды]];
* {{нп2|PBMR||en|pebble bed modular reactor}} — модульный реактор с шаровыми твэлами;
* SGHWR (Steam-Generating Heavy-Water Reactor) — кипящий [[тяжеловодный ядерный реактор|тяжеловодный реактор]].

Наиболее распространёнными [[атомная энергетика по странам|в мире]] являются водо-водяные - [[Водо-водяной энергетический реактор|ВВЭР]] (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

== Материалы реакторов ==
Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле [[нейтрон]]ов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, [[ядерное эффективное сечение|сечение]] поглощения и другие свойства.

{| class="wikitable"
!rowspan=2|Материал||rowspan=2|Плотность, г/см³||colspan=2|Макроскопическое сечение поглощения Εм<sup>−1</sup>
|-
|тепловых нейтронов||нейтронов спектра деления
|-align=center
|align=left|[[Алюминий]]||2,7||1,3||2,5{{e|−3}}
|-align=center
|align=left|[[Магний]]||1,74||0,14||3{{e|−3}}
|-align=center
|align=left|[[Цирконий]]||6,4||0,76||4{{e|−2}}
|-align=center
|align=left|[[Нержавеющая сталь]]||8,0||24,7||1{{e|−1}}
|}

Оболочки [[Тепловыделяющий элемент|ТВЭЛов]], каналы, [[Замедление нейтронов|замедлители]] ([[Отражатель ядерного реактора|отражатели]]) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает [[коэффициент воспроизводства ядерного топлива|коэффициент воспроизводства]] КВ. Для [[поглощающий стержень|поглощающих стержней]], наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые [[нейтрон]]ы, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из [[кристаллическая решётка|кристаллической решётки]] или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и [[теплопроводность]] материалов. Также, у большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с [[Нагрев|увеличением температуры]]. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах и это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление. 
Срок эксплуатации реактора на АЭС зависит от состояния металла его корпуса, подвергающегося действию интенсивного ионизирующего излучения (корпус реактора — основной незаменяемый элемент ядерной энергетической установки, поэтому его ресурс является определяющим для срока эксплуатации атомного энергоблока), охрупчивание металла [[Сварное соединение|сварных швов]] корпуса под действием нейтронного облучения — один из факторов, ограничивающих время службы реактора. Существуют технологии (т. н. ''восстановительный [[отжиг]]'' корпуса реактора) восстановления ресурсных характеристик металла корпуса (для реакторов типа [[ВВЭР]] более чем на 80 %)<ref>[https://ria.ru/20210830/kovalchuk-1747880815.html Ковальчук рассказал о выгоде от "омоложения" корпусов реакторов АЭС] {{Wayback|url=https://ria.ru/20210830/kovalchuk-1747880815.html |date=20210830230719 }} // [[РИА Новости]], 30.08.2021</ref>. 

Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, [[вода]] разлагается на [[кислород]] и [[водород]], это явление известно под названием [[радиолиз]]а воды.
Радиационная нестойкость подобных материалов меньше сказывается при высоких температурах — подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или [[Рекомбинация (химия)|рекомбинация]] водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, [[ВВЭР]]), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. На атомных станциях есть специальные системы для её сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка [[Тепловыделяющий элемент|ТВЭЛа]] с [[теплоноситель|теплоносителем]] и [[ядерное топливо|ядерным топливом]], тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и [[замедление нейтронов|замедлителем]] и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

== Выгорание и воспроизводство ядерного топлива ==
В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов [[Плутоний|Pu]]. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется ''отравлением'' (для радиоактивных осколков) и ''зашлаковыванием'' (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора — [[Ксенон-135|<sup>135</sup>Xe]], обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6{{e|6}} барн). [[Период полураспада]] <sup>135</sup>Xe ''T''<sub>1/2</sub> = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7 %. Основная часть <sup>135</sup>Xe образуется в результате распада [[Иод-135|<sup>135</sup>I]] (''T''<sub>1/2</sub> = 6,8 ч). При отравлении К<sub>эф</sub> изменяется на 1—3 %. Большое сечение поглощения <sup>135</sup>Xe и наличие промежуточного изотопа <sup>135</sup>I приводят к двум важным явлениям:
# К увеличению концентрации <sup>135</sup>Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («[[иодная яма]]»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5{{e|18}} нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К<sub>эф</sub>, вызванное отравлением <sup>135</sup>Xe.
# Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф &gt; 10<sup>18</sup> нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это [[Самарий-149|<sup>149</sup>Sm]], изменяющий К<sub>эф</sub> на 1 %). Концентрация осколков с малым значением сечения поглощения и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

Образование трансурановых элементов в ядерном реакторе происходит по следующим схемам:

# [[Уран-235|<sup>235</sup>U]] + n → [[Уран-236|<sup>236</sup>U]] + n → [[Уран-237|<sup>237</sup>U]] →(7 сут)→ [[Нептуний-237|<sup>237</sup>Np]] + n → [[Нептуний-238|<sup>238</sup>Np]] →(2,1 сут)→ [[Плутоний-238|<sup>238</sup>Pu]]
# [[Уран-238|<sup>238</sup>U]] + n → [[Уран-239|<sup>239</sup>U]] →(23 мин)→ [[Нептуний-239|<sup>239</sup>Np]] →(2,3 сут)→ [[Плутоний-239|<sup>239</sup>Pu]] (+осколки) + n → [[Плутоний-240|<sup>240</sup>Pu]] + n → [[Плутоний-241|<sup>241</sup>Pu]] (+осколки) + n → [[Плутоний-242|<sup>242</sup>Pu]] + n → [[Плутоний-243|<sup>243</sup>Pu]] →(5 ч)→ [[Америций-243|<sup>243</sup>Am]] + n → [[Америций-244|<sup>244</sup>Am]] →(26 мин)→ [[Кюрий-244|<sup>244</sup>Cm]]

Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона.

В начале работы реактора происходит линейное накопление <sup>239</sup>Pu, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании <sup>235</sup>U), чем меньше обогащение урана. Далее концентрация <sup>239</sup>Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов <sup>238</sup>U и <sup>239</sup>Pu. Характерное время установления равновесной концентрации <sup>239</sup>Pu ~ 3/Ф лет (Ф в ед. 10<sup>13</sup> нейтронов/см²×сек). Изотопы <sup>240</sup>Pu, <sup>241</sup>Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в ядерном реакторе после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 тонну топлива. Эта величина составляет:
* ˜ 10 ГВт·сут/т — реакторы на тяжёлой воде;
* ˜ 20-30 ГВт·сут/т — реакторы на слабообогащённом уране (2—3 % <sup>235</sup>U);
* до 100 ГВт·сут/т — реакторы на быстрых нейтронах.
Выгорание 1 ГВт·сут/т соответствует сгоранию 0,1 % ядерного топлива.

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

В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч — 1 %, через сутки — 0,4 %, через год — 0,05 % от первоначальной мощности.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего <sup>235</sup>U называется ''коэффициентом конверсии'' K<sub>K</sub>. Величина K<sub>K</sub> увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т K<sub>K</sub> = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае K<sub>K</sub> называется ''начальным плутониевым коэффициентом'') K<sub>K</sub> = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы ([[реактор-размножитель]]), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется ''коэффициентом воспроизводства'' К<sub>В</sub>. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах К<sub>В</sub> &lt; 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К<sub>В</sub> может достигать 1,4-1,5. Рост К<sub>В</sub> для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае <sup>239</sup>Pu, для быстрых нейтронов ''g'' растёт, а ''а'' падает.

== Управление ядерным реактором ==
{{main|Управление ядерным реактором}}
Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть [[нейтрон]]ов при [[деление ядра|делении]] [[запаздывающие нейтроны|вылетает из осколков с запаздыванием]], которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют [[Поглощающий элемент|поглощающие стержни]], вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном [[Бор (элемент)|В]], [[Кадмий|Cd]] и некоторые др.) и/или раствор [[Борная кислота|борной кислоты]], в определённой концентрации добавляемый в [[Теплоноситель ядерного реактора|теплоноситель]] ([[борное регулирование]]). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

Ядерные реакторы проектируются так, чтобы в любой момент времени процесс деления находился в устойчивом равновесии относительно малых изменений параметров, влияющих на [[Реактивность ядерного реактора|реактивность]]. Таким образом, случайное изменение скорости ядерной реакции гасится, а вызванное перемещением управляющих стержней или медленным изменением других параметров — приводит к [[Стационарность|квазистационарному]] изменению мощности реактора

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение [[Цепная ядерная реакция|цепной реакции]], осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней — система [[аварийная защита ядерного реактора|аварийной защиты]].

== Остаточное тепловыделение ==
{{main|Остаточное тепловыделение}}
Важной проблемой, непосредственно связанной с [[Ядерная безопасность|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 [[Бета-распад|β-]] и [[Гамма-распад|γ-]] [[Радиоактивный распад|распада]] [[Деление ядра#Продукты деления|продуктов деления]], которые накопились в топливе за время работы реактора. [[Атомное ядро|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 остановки. Эта задача требует наличия в конструкции [[Реакторная установка|реакторной установки]] систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3—4 лет) хранения [[Отработавшее ядерное топливо|отработавшего ядерного топлива]] в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора<ref name="ВВЭР-1000">{{книга
 |автор         = Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф.
 |заглавие      = АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта
 |ссылка        = 
 |место         = М.
 |издательство  = Логос
 |год           = 2010
 |страницы      = 
 |страниц       = 604
 |isbn          = 978-5-98704-496-4
 |тираж         = 1000
}}</ref><ref name="ТМО">{{книга
 |автор         = Кириллов П. Л., Богословская Г. П.
 |заглавие      = [[Тепломассообмен|Тепло-массообмен]] в ядерных энергетических установках
 |ссылка        = 
 |место         = М.
 |издательство  = Энергоатомиздат
 |год           = 2000
 |страницы      = 
 |страниц       = 456
 |isbn          = 5-283-03636-7
 |тираж         = 1000
}}</ref><ref name="режимы">{{книга
 |автор         = Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В.
 |заглавие      = Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
 |ссылка        = 
 |издание       = 3 изд., пер. и доп
 |место         = М.
 |издательство  = Энергоатомиздат
 |год           = 1988
 |страниц       = 359
 |isbn          = 5-283-03818-1
 |тираж         = 3400
}}</ref><ref name="Вопросы">{{книга
 |автор         = Сидоренко В. А.
 |заглавие      = Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР
 |ссылка        = 
 |место         = М.
 |издательство  = Атомиздат
 |год           = 1977
 |серия         = Проблемы ядерной энергетики
 |страниц       = 216 
 |isbn          = 
 |тираж         = 3000
}}</ref>.

== См. также ==
* [[Атомная электростанция]]
* [[Малый модульный реактор]] (ММР)
* [[Управляемый термоядерный синтез]]
* [[Ядерные реакторы СССР и России]]
** [[Перечень атомных реакторов, спроектированных и построенных в Советском Союзе]]
* [[Природный ядерный реактор в Окло]]

== Примечания ==
{{Примечания|2}}

== Литература ==
* {{БСЭ|Ядерный реактор}}
* ''Левин В. Е.'' Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: [[Атомиздат]], 1979.
* ''[[Фейнберг, Савелий Моисеевич|Фейнберг С. М.]], [[Шихов, Сергей Борисович|Шихов С. Б.]], Троянский В. Б.'' Теория ядерных реакторов. — В 2-х томах. — М.: [[Атомиздат]], 1978.
* Шуколюков А. Ю. [http://www.nts-lib.ru/Online/chem/uran.html «Уран. Природный ядерный реактор». «[[Химия и жизнь]]» № 6, 1980 г., с. 20-24]
* {{книга|автор=[[Проскуряков, Константин Николаевич|Проскуряков К. Н.]]&nbsp;|заглавие=Теплогидравлическое возбуждение колебаний теплоносителя во внутрикорпусных устройствах ядерных энергетических установок|место=М.|издательство=МЭИ|год=1984|страниц=67}}

== Ссылки ==
{{Навигация
|Портал = Физика
}}
* [http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=798 Энергетические блоки атомного подводного флота] // proatom.ru
{{ВС}}
{{Ядерная технология}}

[[Категория:Ядерный реактор| ]]
[[Категория:Ядерные реакторы| ]]
[[Категория:Ядерная физика]]
[[Категория:Ядерная химическая технология]]