Nuclear Reactor

Функционально объединенный комплекс систем, узлов, устройств и приспособлений, предназначенный для целевого использования энергии и/или ядерных излучений, образующихся при управляемом протекании цепной ядерной реакции деления (ЦЯРД).

Большое разнообразие конструкций, типов и назначений Я. р. обуславливает наличие у большинства из них единственной общей количественной технической характеристики – тепловой мощности [энерговыделение за счет ЦЯРД за 1 с в ваттах (Вт), киловаттах (кВт) или мегаваттах (МВт)] и единственного общего функционального узла – активной зоны. Остальное определяется физико-техническими параметрами и назначением конкретного Я. р.

По назначению основная часть мировых ядерных мощностей приходится на энергетические Я. р., предназначенные для производства электроэнергии и (в пределах проектных технических возможностей) для смежных целей (теплоснабжение, опреснение воды). Эти Я. р. (ядерные энергоблоки) являются физической основой современных АЭС (см. Атомная электростанция). Их в мире 439 (по состоянию на 1 июня 2008 г.), из них наибольшее количество – в США (104). В России в эксплуатации находится 31 ядерный энергоблок.

Транспортные Я. р. являются основой ядерно-энергетических установок морских атомоходов – главным образом военных кораблей [атомные крейсера, авианосцы, атомные подводные лодки (см. Атомная подводная лодка) различных классов и назначений], а в России – и гражданских (атомные ледоколы и лихтеровоз «Севморпуть»). Они отличаются компактностью и проектной возможностью эксплуатации в режиме быстро изменяющейся мощности (для чего стационарные энергоблоки АЭС малопригодны). По данным Всемирной ядерной ассоциации, по состоянию на 1 июня 2008 г. в эксплуатации находится более 220 транспортных Я. р., установленных на более чем 150 морских судах.

Исследовательские Я. р., как правило, значительных объемов энергии не производят, их единственной «продукцией» являются интенсивные пучки нейтронов и получение опыта эксплуатации ядерных энергетических установок. Они являются аппаратурной базой крупных научных комплексов, на которых выполняются исследовательские работы по ядерной физике, физике твердого тела, материаловедению, радиационной медицине и др. Отдельные исследовательские Я. р. могут служить наработчиками плутония оружейной кондиции, в первую очередь – с тяжелой водой или графитом в качестве замедлителя. По данным МАГАТЭ, на 1 июня 2008 г. в 54 странах мира в эксплуатации находился 241 исследовательский Я. р.

Я. р. военного назначения (см. Реактор – наработчик оружейного плутония) используются для наработки оружейных ядерных материалов – плутония и трития. Есть также многоцелевые Я. р., предназначенные для выполнения, в той или иной мере, двух (иногда и трех) функциональных задач. По состоянию на 1 июня 2008 г. считается, что Я. р. военного назначения в целях наработки оружейного плутония эксплуатируются в Израиле, Индии, Китае и Пакистане.

Я. р. классифицируются также по уровню энергии нейтронов, которые преимущественно вызывают реакцию деления. Различают тепловые Я. р., или Я.р. на тепловых нейтронах (замедленные нейтроны, имеющие энергию, сопоставимую с энергией теплового движения атомов окружающей среды), на промежуточных нейтронах и на быстрых нейтронах (с активной зоной без замедлителя). Больше всего в мире тепловых Я. р.: все, за единичным исключением, энергетические и транспортные, все военного назначения и большинство исследовательских.

Кроме того, Я. р. классифицируются по сочетанию замедлителя, теплоносителя и иногда базового теплофизического принципа, что часто отражается и в их названии. Например, аббревиатура ВВЭР-1000 означает «водо-водяной энергетический реактор электрической мощностью 1000 МВт», т. е. Я. р., где легкая (обыкновенная) вода одновременно является как замедлителем, так и теплоносителем.

Лит.: Справочник по ядерной энерготехнологии. М.: Энергоатомиздат, 1989. С. 11–15;

Матвеев Л.В., Рудик А.П. Почти все о ядерном реакторе. М.: Энергоатомиздат, 1990. С. 108–109;

Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 2002. С. 415–452;

Колдобский А.Б. 50 вопросов и ответов об атомной энергетике и ядерном топливе. М.: ТВЭЛ, 2006. С. 5–8.

А.Б. Колдобский.