6.4. Плотность тепловыделения, выбор теплоносителя и компоновка энергетического быстрого реактора.

Из-за того, что размеры активной зоны быстрого реактора меньше чем у теплового, удельная плотность тепловыделения в них значительно выше при одной и той же мощности. Это приводит к необходимости снимать с единицы объема активной зоны быстрого реактора больше тепла, чем с единицы объема теплового. Для этого должны быть использованы теплоносители, обладающие высокой теплопроводностью, удельной теплоемкостью и, по возможности, оказывающими небольшое влияние на спектр нейтронов в реакторе.

Указанным требованиям хорошо удовлетворяет жидкий натрий, который применяется в качестве теплоносителя в большинстве действующих быстрых реакторов. В качестве альтернативы может быть использован газообразный гелий. Однако действующих быстрых энергетических реакторов с гелиевым охлаждением в настоящее время не существует.

Натрий имеет превосходные термодинамические свойства и не требует высокого рабочего давления.

Теплопроводность натрия в 100 раз больше, чем у воды. Это позволяет снимать большое количество тепла с температурой близкой к температуре оболочки твэлов.

Высокое значение удельной теплоемкости натрия позволяет переносить большое количество теплоты в условиях «тесной» решетки твэлов активной зоны быстрого реактора. Кроме того легко организовать охлаждение реактора в режиме естественной циркуляции в случае остановки насосов.

Температура плавления натрия Т_пл  98С. Это приводит к необходимости организации системы подогрева натриевых контуров и сильно усложняет схему энергетического быстрого реактора.

Температура кипения натрия в рабочем диапазоне давлений от 0,1 до 1 МПа высока. Она изменяется соответственно от 900 до 1000С и существенно больше рабочей температуры реактора (500С).

Высокая температура кипения натрия позволяет поддерживать высокую рабочую температуру теплоносителя при низком давлении в первом контуре (0,11,0 МПа). Благодаря высокой рабочей температуре натрия обеспечивается высокий термодинамический коэффициент полезного действия энергетической реакторной установки с реактором на быстрых нейтронах, который составляет 40%. У энергетических установок с реакторами на тепловых нейтронах этот показатель равен 33%.

Высокая температура натрия на выходе из активной зоны при небольших рабочих давлениях (1МПа) представляет одно из важнейших преимуществ быстрых энергетических реакторов перед тепловыми. При одной и той же мощности термодинамический потенциал теплоносителя энергетического быстрого реактора выше чем у теплового (рис. 6.6)

Легководной реактор (Библис Б)

1300 МВт (эл.)

Реактор-размножитель

1300 МВт (эл.)

Зона воспроизводства

Зоны деления

Н₂О (323 С)

Na (540 С)

Na (370 С,<10 бар)

H₂O(290 С,155 бар)

²³⁸UO+3% ²³⁵UO₂

²³⁸UO₂<20% PuO₂

3,6 м

3,9 м

2,9 м

3,8 м

1,6 м

1,0 м

Рис. 6.6. Активные зоны в продольном разрезе легководного реактора и реактора-размножителя на быстрых нейтронах

К положительным свойствам натрия следует отнести практическое отсутствие взаимодействия с нержавеющей сталью и, следовательно, ее коррозии. Однако при этом необходимо поддерживать на низком уровне содержание кислорода (<510^-6) и углерода (<510^-6).

По отношению к нейтронам положительными свойствами натрия являются малое микроскопическое сечение захвата быстрых нейтронов и относительно малая замедляющая способность (А = 23).

Последнее приводит к слабому смягчению энергетического спектра нейтронов в реакторе. Малое сечение захвата натрия положительно сказывается на протекании цепной реакции деления.

Однако при захвате ядром натрия нейтрона образуется ²⁴Na с периодом полураспада 15 часов. Это приводит к тому, что при прохождении натрия через активную зону он сильно активизируется и теплоноситель (натрий) первого контура всегда является радиоактивным.

К отрицательным химическим свойствам натрия следует отнести также его агрессивную реакцию с водой и воздухом.

Радиоактивность натрия первого контура и его агрессивность при химическом взаимодействии с водой и воздухом обусловили введение второго контура с нерадиоактивным натрием для передачи тепла выработанного в активной зоне парогенератору.

Нежелательность взаимодействия натрия с воздухом приводят к усложнению конструкции реактора для удержания внутри корпуса радиоактивного натрия.

На рис.6.7. представлен общий вид реактора БН-350.

Рис. 6.7. Общий вид реактора БН-350: 1 — активная зона; 2 — приводы органов управления; 3 — механизмы перегрузки пакетов; 4 — корпус реактора

Пакеты активной зоны вставлены (рис. 6.5) своими хвостовиками в напорный коллектор.

Отверстия во втулках коллектора и отверстия в хвостовиках образуют систему дросселирования, которая обеспечивает соответствие распределения расхода теплоносителя распределению тепловыделения.

Радиоактивный натрий первого контура проходит через пакеты твэлов снизу вверх (рис. 6.7) и поступает в промежуточный теплообменник, где отдает тепло нерадиоактивному натрию второго контура (рис. 6.8).

В парогенераторе тепло натрия второго контура используется для производства перегретого водяного пара.

Представленная на рис. 6.8. компоновка энергетической установки с реактором на быстрых нейтронах называется петлевой (реактор БН-350).

В настоящее время для повышения безопасности и обеспечения невыхода радиоактивного натрия за пределы установки реактор и первый натриевый контур помещается в бак заполненный натрием. Такая компоновка называется интегральной (баковой) и она использована в конструкции современного реактора БН-600.

Турбина

Генератор

Первый

натриевый контур

Второй натриевый

контур

Питательный водяной насос

насос

Внутренняя оболочка

заполнена азотом

Промежуточный теплообменник

Двойной реакторный

сосуд

Парогенератор

Система

охлаж

дения

Рис. 6.8. Тепловая схема быстрого энергетического реактора петлевой компановки.

Реактор БН-600 является третьим блоком Белоярской АЭС им. И.В. Курчатова. Общий вид его показан на рис. 6.9. В отличии от БН-350 этот реактор имеет интегральную компоновку первого контура. Благодаря высоким параметрам пара и достаточно большой единичной мощности, он обладает лучшими экономическими показателями.

Рис. 6.9. Общий вид реактора БН-600: 1 — корпус реактора; 2 — опорный пояс реактора; 3 — насос контура 1; 4 — Электродвигатель; 5 — поворотные пробки; 6 — верхняя защита; 7 — теплообменник; 8 — центральная колонна с механизмами; 9 — механизм перегрузки; 10 —активная зона

Общая схема функционирования установки БН-600 отвечающая современным принципам безопасности представлена на рис. 6.10.

Рис. 6.10. Общая схема функционирования установки БН-600.