21
торов герметичной крышки не имеют, и вода в них находится под атмосферным
давлением. Энергетические водо-водяные реакторы (в частности, ВВЭР) должны
работать с использованием воды под давлением. Применение воды в качестве теп-
лоносителя и замедлителя нейтронов определяет ряд специфических особенностей
реакторов. Поэтому обычно эти реакторы выделяются в самостоятельную группу и
именуются реакторами, охлаждаемыми водой под давлением.
Кипящий ядерный реактор – ядерный реактор, в котором пароводяную смесь
получают в активной зоне. Давление воды в первом контуре снижается до 0,7 МПа.
При таком давлении в объѐме активной зоны достигается температура теплоноси-
теля 280 °C. Кипящие реакторы обладают рядом достоинств по сравнению с неки-
пящими. В кипящих реакторах корпус работает при более низком давлении, в схе-
ме АЭС нет парогенератора. При больших значениях массового паросодержания
работа реактора может быть неустойчивой. При слишком бурном кипении реактор
получает отрицательную реактивность, и мощность реактора начинает падать.
Снижение мощности уменьшает интенсивность кипения, массовое паросодержа-
ние, а значит, и длину замедления. В результате такого процесса освобождается
реактивность, после чего мощность реактора и интенсивность кипения начинают
возрастать. При паросодержании ниже допустимого таких опасных колебаний
мощности не происходит, реактор саморегулируется, обеспечивая стационарный
режим работы. Так, снижение уровня мощности и уменьшение интенсивности ки-
пения освобождает реактивность, обеспечивающую возврат уровня мощности к
исходному значению. Паросодержание воды на выходе из активной зоны зависит
от удельной мощности. Поэтому допустимое паросодержание, ниже которого
обеспечивается устойчивая работа кипящего реактора, ограничивает мощность ре-
актора с заданными размерами активной зоны. При таком ограничении с единицы
объѐма кипящего реактора снимается меньшая мощность, чем с единицы объѐма
некипящего реактора. Это существенный недостаток кипящих реакторов. Выше-
сказанное справедливо для активной зоны, в которой объем воды-замедлителя из-
быточен относительно оптимального еѐ количества, определяемого из отношения
объѐма воды к объѐму топлива. В случае затеснѐнной активной зоны, в которой во-
ды относительно недостаѐт даже в отсутствие кипения, появление кипения будет
сопровождаться снижением мощности из-за недостатка замедления нейтронов на
воде и ухудшения размножающих свойств такой топливной среды.
В реакторах на быстрых нейтронах используется жидкометаллический теп-
лоноситель. Обычно это или расплав натрия или эвтектический сплав свинца с
висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались расплавы солей (фториды
урана), однако их применение было признано бесперспективным. Эксперимен-
тальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960-80-е го-
ды работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно
велись в США, СССР и ряде европейских стран. К началу 1990-х большинство