Легководные реакторы (PWR и BWR) характеризует использование воды одновременно в качестве замедлителя (модератора) нейтронов и теплоносителя.

В PWR пар вырабатывается во вторичном контуре, куда из первичного поступает вода под давлением (рис. 22). Такая конструкция имеет как преимущества, так и недостатки.

Рис. 22

Топливозаправочная камера, PWR реактор Sizewell B, Великобритания. Действующий реактор со снятой для технического обслуживания головкой (сзади, слева). После облучения стержни реактора заливаются водой, чтобы сдержать излучение, которое и придало ему этот уникальный оттенок синего

Фото: © Parilov / Shutterstock

Преимущества PWR:

1. Повышение безопасности благодаря разделению первичного и вторичного контуров и наличию гравитационного управляющего стержня.

2. Возможность следовать за нагрузкой и работать на пониженной мощности.

3. Снижение темпов выработки радиоактивных отходов.

Недостатки PWR:

1. Высокие первоначальные затраты на строительство и монтаж установки.

2. Потребность в больших и дорогих парогенераторах.

3. Необходимость непрерывного химического контроля первичной воды и очистки первичных стоков в режиме реального времени.

В BWR вода закипает непосредственно в активной зоне, а образующийся пар используется для привода турбогенератора.

Преимущества BWR:

1. Сравнительная простота конструкции, позволяющая снизить стоимость строительства и монтажа.

2. Возможность работы при более низких температурах и давлении, что потенциально повышает безопасность.

3. Отсутствие парогенераторов и связанных с ними дополнительных аспектов техобслуживания.

Недостатки BWR:

1. Радиоактивность всего контура теплоносителя.

2. Ограниченные возможности по поддержанию нагрузки.

3. Повышение стоимости топлива из-за дифференциации требований к обогащению.

4. Повышение рисков, связанных с безопасностью, из-за расположения управляющих стержней (снизу).

Тяжеловодные реакторы (PHWR) используют в качестве замедлителя и охлаждающей жидкости тяжелую воду.

Топливом для таких установок может быть природный уран, что устраняет необходимость в дорогостоящих установках по его обогащению. Правда, данное преимущество отчасти нивелируется стоимостью тяжелой воды, цены на которую достигают $700 за килограмм.

Разрешить эту коллизию призвана модификация ACR–1000, использующая легкую воду как теплоноситель, а тяжелую воду как замедлитель.

Еще один аргумент в пользу более широкого внедрения PHWR – наличие нескольких напорных труб, что снижает риск утечек топлива. Например, индийский реактор данного типа на 700 МВт оснащен усовершенствованными системами безопасности, включающими пассивный отвод тепла при распаде и стальные защитные оболочки.

Вообще, PHWR играют ключевую роль в атомно-энергетической программе Индии. Также среди установок этого типа широко распространены канадские CANDU.

В газоохлаждаемых реакторах (GCR) вместо воды используется углекислый газ или гелий.

У некоторых моделей температура на выходе может достигать 850 °C. А КПД таким образом составляет 40% по сравнению с 32–34% у реакторов с водяным охлаждением. Поэтому GCR могут применяться и для неэнергетических промышленных нужд – производства водорода и очистки морской воды.

Но главное преимущество GCR – их безопасность. Она обеспечивается не только возможностью отводить тепло без использования дополнительных охладительных систем, но и минимизацией – благодаря использованию инертного гелия в качестве теплоносителя – риска образования взрывоопасного водорода.

Правда, обратная сторона этих плюсов – дороговизна. Как самого гелия, так и всей установки – активная зона реактора должна быть намного больше, чем у реакторов с водяным охлаждением, что, в свою очередь, не может не отразиться на стоимости строительства.

До недавнего времени GCR довольно широко применялись в атомно-энергетической программе, но сейчас они выводятся из эксплуатации. В то же время Китай, Япония, Южная Корея и США проявляют интерес к вновь разрабатываемым высокотемпературным газоохлаждаемым реакторам (high temperature gas cooled reactor, HTGR).

Реакторы на быстрых нейтронах (FBR), в отличие от установок, упомянутых выше, производят больше материала для деления, чем используют. В результате эффективность использования топлива в 100 раз превышает аналогичный показатель других реакторов.

Отсутствие замедлителя позволяет значительно сократить размеры активной зоны, а мощность на единицу объема исчисляется сотнями мегаватт на кубометр. Таким образом температура пара достигает +487 °C, а КПД реактора – 40%.

К недостаткам FBR можно отнести:

1. Необходимость иметь большие запасы топлива и особенности конструкции, приводящие к увеличению стоимости строительства на 50% по сравнению с другими типами реакторов[64].

2. Высокую радиоактивность ОЯТ и, соответственно, дороговизну его переработки.

3. Токсичность жидких металлов, необходимость установки дополнительных систем охлаждения. Кроме того, применение таких теплоносителей не позволяет автоматически отключать активную зону, что является ключевым элементом безопасности в легководных реакторах.

Очевидно, при всей перспективности FBR с точки зрения их энергоэффективности, финансовые аспекты и вопросы безопасности мешают их массовому распространению.

В целом же надо отметить, что многообразие реакторных технологий отражает эволюцию атомной отрасли и ее способность отвечать на глобальные вызовы, включая повышение спроса на энергоресурсы и борьбу с изменением климата.

При этом у каждого типа реактора есть свои экономические, экологические и технические преимущества и недостатки. А у стран, желающих развивать и использовать атомную энергетику, появляется возможность выбирать поставщика соответствующих решений на основе собственных представлений об оптимальном соотношении энергоэффективности, ресурсоемкости, экономичности и безопасности.