т угля.
В 1956 г. в Англии в Колдер-Холле была введена в эксплуатацию АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт. В 1957 г. заработала первая американская АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте.
В реакторах, работающих на быстрых нейтронах, замедлитель отсутствует, а теплоносителем обычно является жидкий металл. Цепная реакция поддерживается непосредственно быстрыми нейтронами. В таком реакторе применяется практически чистый изотоп урана-235 или искусственно полученное вторичное ядерное горючее – плутоний-239 и уран-233. Это вторичное горючее получают в таком же реакторе в ходе процесса расширенного воспроизводства горючего.
Такие реакторы получили название бридерные, или реакторы-размножители. В 1951 г. в США был построен первый опытный бридерный реактор, ас 1953 г. развернулись работы по созданию крупного реактора такого типа.
В Советском Союзе в 1950–1960-е годы использовались реакторы на быстрых нейтронах типа «БР-1», «БР-2», «БР-5». Определив коэффициент воспроизводства и другие физические характеристики, советские ученые спроектировали реакторы на быстрых нейтронах мощностью в 50 и 250 тыс. кВт. Промышленные АЭС на быстрых нейтронах были построены в городах Шевченко и Белоярске.
Одной из наиболее важных задач в области атомной техники является совершенствование методов очистки и переработки тепловыделяющих элементов реактора. В процессе работы ядерного реактора свойства топлива ухудшаются. В нем накапливаются продукты деления (шлаки). Они захватывают нейтроны, уменьшая их число и препятствуя протеканию самоподдерживающейся цепной реакции. Поэтому в реакторе периодически заменяют тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). На специальных химических заводах они подвергаются переработке с целью удаления осколков деления и выделения накопившихся плутония и урана. Это львиная доля расходов на эксплуатацию реактора.
Первые исследовательские реакторы с графитовым или тяжело-водным замедлителем и естественным ураном были дорогими и громоздкими. Принципиально новым шагом явилось создание водоводяных реакторов. В них замедлителем и отражателем нейтронов, а также теплоносителем и частично защитой служит обычная вода.
Помимо описанных выше водо-водяных и графито-водных реакторов также применяются и другие виды реакторов на тепловых нейтронах. Это тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжелой водой в качестве замедлителя и графито-газовые, в которых в качестве теплоносителя применяется газ (гелий или углекислый газ), а в качестве замедлителя – графит. В качестве теплоносителя и охладителя могут использоваться также жидкие или расплавленные металлы: натрий, свинец, калий.
Выбор типа реактора определяется накопленным опытом в реакторостроении, наличием необходимого оборудования и запасами сырья. В СССР строились преимущественно графито-водные и водо-водяные реакторы, в США – водо-водяные, в Великобритании – графито-газовые.
Атомные электростанции, в зависимости
