Условно можно выделить две концепции построения ядерных реактора - концепцию реактора как теплотехического аппарата и концепцию реактора как физико-химммического аппарата. [ 3 ]

В концепцию реактора как теплотехничнского аппарата положены два принципа:

- освободить ядерный реактор от всех технологических процессов регенерации ядерного горючего и оставить ему единственную функцию генератора тепловой энергии;

- максимально локализовать в реакторе область, занятую делящимися материалами и продуктами деления.

Такой подход к строительству реакторов дал возможность на первом этапе развития ядерной энергетики наиболее быстро создать атомные энергоустановки, поскольку в них удалось свести к минимуму количество принципиально новых элементов конструкции, а вопросы регенерации горючего по существу были отложены до лучших времен. Эта концепция воплощена во всех современных реакторах. Эта же концепция лежит в основе разрабатываемых жидкометаллических реакторах на быстрых нейтронах, газоохлаждаемых высокотемпературных реакторах и др.

Недостатком теплотехнической концепции является неполное использование тех потенциальных возможностей, которые заложены в самом феномене деления ядер тяжелых металлов.

Альтернативой является концепция реактора как физико-химического аппарата. В реакторах этого типа осуществляется непрерывное управление ядерно-физическими, химическими и теплотехническими процессами, протекающими в топливе, а также непрерывная корректировка физико-химических свойств ядерного топлива. Решение этой задачи в принципе позволяет максимально использовать возможности, заложенные в физической природе деления ядер. Отличительной особенностью реакторов физико-химической концепции является объединение с той или иной степенью полноты в одном аппарате собственно ядерного реактора и системы регенерации горючего. К реакторам этого типа относятся газофазные реакторы, гомогенные реакторы на водных растворах или суспензиях урана, реакторы с жидкометаллическим топливом и жидкосолевые реакторы. [ 3 ]

Ядерная энергетика на первом этапе развития должна базироваться на реакторах теплофизической концепции и в первую очередь на простейшем из них - легководном , т.к. перед реакторами теплофизической концепции ставиться только одна задача - преобразование энергии деления ядер в тепловую, и поэтому создание таких реакторов связано с освоением сравнительно меньшего числа принципиально новых элементов конструкции. Кроме того на первом этапе развития ядреной энергетики проблема исчерпания ресурсов ядерного топлива еще остро не стоит. Поэтому оказалось экономически целесообразным строить ядерные реакторы с неоптимальным использованием нейтронов деления. На этом этапе даже полный отказ от переработки и регенерации топлива не лимитирует развитие ядерной энергетики.

Однако такая ситуация не может продолжаться неограниченно долго. Оценка промышленных запасов урана и сопоставление их с предполагаемыми темпами развития ядерной энергетики приводят к выводу, что через 20-30 лет ресурсы дешевого урана будут близки к исчерпанию. Поэтому проблема переработки ядерного топлива к этому времени должна быть решена. Решение этой проблемы на основе регенерации твердотопливных урановых стержней связано с рядом новых дополнительных трудностей. Одна из них транспортирование облученных элементов на радиотехнические предприятия.

6. Конструктивные особенности построения ядерных реакторов

Ядерные реакторы состоят их пяти основных элементов: делящегося вещества, замедлителя быстрых нейтронов, системы охлаждения, систем безопасности и регулирования. Та часть реактора, которая содержит делящийся материал и, собственно в которой протекает цепная самоподдерживающаяся реакция деления,. называется активной зоной реактора. [ 3 ]

Если замедлитель и уран составляют равномерную смесь, например, раствор соли урана в воде, реактор называется гомогенным. Если уран размещен в замедлители в виде обособленных блоков, то реактор называется гетерогенным.

Для удобства обращения с ураном и отвода из реактора тепла урановые блоки обычно делают в виде цилиндрических стержней или сборок стержней, или же в виде пластин (кассет), расположенных по объему замедлителя в определенном порядке. Упорядоченная система урановых стержней образует решетку активной зоны гетерогенного реактора. Основными параметрами решетки являются:

- расстояние между осями стержней ( шаг решетки);

- диаметр уранового стержня.

Эти величины определяют соотношение объемов урана и замедлителя в активной зоне и в конечном счете количество вещества активной зоны. Чаще всего оси урановых стержней располагаются либо в углах квадратов и тогда решетка называется квадратной, либо в углах правильных треугольников, тогда решетка называется треугольной или гексогональной. Урановый стержень или сборка стержней вмести с прилегающим к ним замедлителем составляют элементарную ячейку активной зоны. Нейтронный или тепловой баланс одной ячейки является балансом всей активной зоны.

Центральная часть ячейки, свободная от замедлителя , называется технологическим каналом. По оси технологического канала располагается урановый стержень или сборка стержней. В объеме урана выделяется более 90% всей энергии деления b-частиц и около половины энергии g-квантов. Поэтому урановые стержни называют тепловыделяющими элементами или твэлами. Для отвода тепла вдоль поверхности твэла направляется поток вещества - теплоносителя , жидкости или газа. Если теплоноситель должен быть отделен от замедлителя, он направляется по специальной трубе. Этой трубы может и не быть если замедлитель и теплоноситель одно и тоже вещество или если допускается поступление теплоносителя в замедлитель. Тепловыделяющий элемент, как правило имеет оболочку, предотвращающую химическое взаимодействие вещества уранового блока с теплоносителем, его эрозию в потоке теплоносителя, а также поступление в теплоноситель продуктов деления. В случае попадания продуктов деления в теплоноситель его радиоактивность в значительной степени возрастает, что является нежелательным. Материалы труб, оболочек твэлов, а также возможных других конструктивных элементов называют конструкционными материалами активной зоны реактора.

7. Безопасность ядерных реакторов

Безопасность ядерных реакторов обычно рассматривают с двух точек зрения : ядерной и радиационной. Оценка ядерной безопасности предполагает анализ тех характеристик реактора, которые определяют масштаб возможных изменений мощности реактора, возникающих при различных аварийных ситуациях в системе. Под радиационной безопасностью понимают меры , принимаемые для защиты обслуживающего персонала и населения от неконтролируемой утечки радиоактивности при любом режиме работы реактора, включая аварийный. . Радиационная безопасность определяется надежностью системы и степенью гарантий в случае предельно возможных аварий.