6.2. Обогащение ядерного топлива в быстром реактора.

В области энергий нейтрона от 0,1 МэВ до 0,5 МэВ микроскопическое сечение деления основного делящегося вещества ²³⁵U в 200-300 раз меньше, чем для тепловых нейтронов и составляет 2 барна.

Это приводит к необходимости использования в активной зоне быстрого реактора ядерного топлива более высокого обогащения, чем в тепловых (2-3%) с целью увеличения k_ среды активной зоны до значений больших единицы. Основной причиной увеличения k_ с увеличением обогащения топлива в тепловых реакторах является зависимость k_ от выхода нейтронов  в формуле четырех сомножителей (2.1).

Пренебрегая содержанием в активной зоне теплового реактора других ядер кроме ²³⁵U и ²³⁸U можно воспользоваться формулой (5.8) для определения зависимости  от степени обогащения х.

По формуле (5.8) для тепловых нейтронов получаем

Степень обогащения топлива х определяется формулой

Отсюда получается зависимость выхода нейтронов  от степени обогащения х:

Полученная зависимость  (х) для теплового реактора представлена на рис. 6.2.

Рис. 6.2. Зависимость выхода нейтронов на одно поглощение теплового нейтрона от степени обогащения топлива изотопом ²³⁵U в реакторах на тепловых нейтронах.

Для природного урана получается х = 0,0072 и  = 1,337. Для урана с обогащением 4% (х = 0,04) значение  составляет 90% от своего предельного значения ⁽⁵⁾ = 2,068 соответствующему чистому ²³⁵U. Отсюда следует, что в тепловых энергетических реакторах необязательно использовать высокообогащенное по ²³⁵U топливо. Обычно применяют топливо с обогащением  3,3% по ²³⁵U.

Для быстрых реакторов формула четырех сомножителей (2.1) не применима, но коэффициент размножения бесконечной среды k_ будет пропорционален . Его можно записать, например, в виде формулы двух сомножителей (2.2). Поскольку для делящихся веществ ²³⁵U ²³³U ²³⁹Pu выход нейтронов  выше для быстрых нейтронов, чем для тепловых (рис. 5.11), то предельное значение ⁽⁵⁾ в зависимости  (х) будет больше значения 2,068.

Это приводит к большей чувствительности  от степени обогащения топлива х. В остальном характер кривой на рис. 6.2. не изменяется. По указанной причине увеличение степени обогащения топлива в активной зоне быстрого реактора существенно увеличивает k_.

Поэтому в большинстве энергетических быстрых реакторах используется ядерное топливо с обогащением по ²³⁵U порядка 1525%. При этом меньшее значение обогащения используется в реактора большей мощности (Р_эл = 1000 МВт), а большее значение - в реакторах меньшей мощности (Р_эл = 300 МВт). Это связано с компенсацией утечки из активной зоны. Размер активной зоны у реакторов большой мощности больше, а у реакторов малой мощности меньше.

В общем случае, увеличивая степень обогащения топлива и тем самым k_, можно значительно уменьшить размеры активной зоны и компенсировать утечку нейтронов из нее.

Это используется при выборе структуры активной зоны и ее размеров.

6.3. Структура активной зоны быстрого реактора и ее размеры.

Высокая степень обогащения ядерного топлива приводит к тому, что активная зона быстрого реактора меньше чес у теплового. Но высокая степень обогащения ядерного топлива в активной зоне быстрого реактора приводит к уменьшению содержания в ней ²³⁸U, который является сырьевым веществом для накопления ²³⁹Pu. В такой ситуации быстрый реактор теряет свое основное преимущество перед тепловым (расширенное воспроизводство ядерного топлива).

Для того, чтобы не потерять этого преимущества, цилиндрическую активную зону, содержащую высокообогащенное ядерное топливо, окружают по боковой и торцевым поверхностям цилиндра слоями, содержащими обедненное (природное) ядерное топливо (рис. 6.2). Тогда быстрые нейтроны, покидающие активную зону в результате утечки, попадают в слои вещества, содержащего в большом количестве сырьевой материал (²³⁸U).

В этих слоях под действием быстрых нейтронов происходит накопление нового делящегося вещества ²³⁹Pu из ²³⁸U и тем самым организуется воспроизводство ядерного топлива. По указанной причине слои окружающие активную зону и содержащие обедненный уран называются зонами воспроизводства быстрого реактора.

Рис. 6.3. Структура активной зоны быстрого реактора с зонами воспроизводства 1- торцевая зона воспроизводства с UO₂, 2-боковая зона воспроизводства с UО₂,

3-активная зона с с UO₂/PuO₂

Собственно быстрый реактор состоит обычно из ак­тивной зоны (зоны деления) и зоны воспроизводства. Принципиальное отли­чие их друг от друга заключается в том, что большая часть делений происходит в активной зоне (зоне делений), тогда как зона воспро­изводства предназначена, в основном, для полезного исполь­зования нейтронов, покидающих активную зону.

В общем случае характеристики реактора определяются его формой, размерами и составом. В состав активной зоны (зоны делений) входят:

• делящееся вещество (²³⁵U) в составе ядерного топлива высокого обогащения, образующее критическую массу;

• теплоноситель, предназначенный для переноса тепла, выделяющегося в результате деления;

• разбавители, обеспечивающие интенсивную и безопас­ную передачу тепла от ядерного топлива к теплоносителю при высо­кой температуре;

• материалы органов воздействия на реактивности, кото­рые предназначены для управления реактором.

В состав зоны воспроизводства входят:

• сырьевой материал(²³⁸U) для получения нового делящегося вещества (²³⁹Pu);

• теплоноситель и разбавители.

В качестве разбавителя обычно используется ²³⁸U и его хи­мические соединения (например, оксид). Материалы оболочки твэлов также являются разбавителями. Оболочка восприни­мает механические нагрузки со стороны теплоносителя и со стороны топливной композиции, а также служит барьером против распространения топлива и радиоактивных продуктов деления.

Конструктивно быстрый реактор выглядит как сборка па­кетов, содержащих сырьевые и делящиеся материалы. Обычно зона воспроизводства окружает активную зону (рис. 6.3), однако из­вестны проекты, в которых часть зоны воспроизводства окру­жена активной зоной ( рис. 6.4).

а) б) в)

Рис.6.4. Схемы компоновок быстрых реакторов; а) цилиндрическая;

б) кольцевая; в) модульная

Твэлы, содержащие высокообогащенное ядерное топливо (обеспечивающее высокое значение k_ и малые размеры активной зоны) стараются сблизить для дополнительного увеличения k_. Дополнительное увеличение k_ обусловлено увеличением концентрации делящегося вещества в активной зоне и уменьшением доли теплоносителя, вредно поглощающего нейтроны.

Соответственно увеличивается доля делений и уменьшается доля вредного поглощения обусловленная теплоносителем, что и приводит к увеличению k_ .

Сближение твэлов, приводящее к увеличению k_ и экономному использованию нейтронов деления, приводит к дополнительному уменьшению размеров активной зоны.

Из условия наиболее экономного использования нейтронов деления топливо должно быть компактно размещено в актив­ной зоне. С другой стороны, реактор должен допускать ча­стичную перегрузку топлива. Поэтому наиболее употребитель­на компоновка реактора из отдельных шестигранных пакетов (кассет), в которых тепловыделяющие элементы размещены в плотной упаковке.

Пакеты активной зоны содержат кроме тепловыделяющих элементов с ядерным горючим еще элементы торцевой зоны воспроизводства с сырьевым материалом. Пакеты боковой зоны воспроизводства содержат только элементы с сырьевым материалом. Кроме того, в состав реактора входят специаль­ные пакеты для органов управления реактивностью.

На рис. 6.5. показан пакет активной зоны БН-350. Пакет боковой зоны воспроизводства имеет такие же размеры, но заполнен более крупными элементами с окисью обедненного урана. Активная зона представляет собой почти правильный цилиндр диаметром ~150 см и высотой 106 см, образован­ный из ~200 пакетов. Пакет активной зоны содержит 169 стержневых твэлов. Оболочка твэлов 6,1X0,4 мм заполнена втулками из окиси обогащенного урана. Дистанционирование твэлов в пакете осуществляется проволокой, навитой на обо­лочку. Сверху и снизу .активной зоны в пакете размещены твэлы торцевой зоны воспроизводства, содержащие окись обедненного урана.

по АА

по ББ

Рис. 6.5. Пакет активной зоны реактора БН-350: 1 — активная зона; 2 — торцевая зона воспроизводства (торцевой экран)

Пакеты вставлены своими хвостовиками в напорный кол­лектор. Отверстия во втулках коллектора и отверстия в хво­стовиках образуют систему дросселирования, которая обес­печивает соответствие распределения расхода теплоносителя распределению тепловыделения. Теплоноситель (натрий) пер­вого контура проходит через пакеты снизу вверх.

Меньшие чем у тепловых реакторов размеры активных зон быстрых реакторов и плотная упаковка твэлов определяют выбор теплоносителя для охлаждения активной зоны и еще одно преимущество энергетических быстрых реакторов перед тепловыми.