Ядерные энергетические реакторы

циркуляционный насос первого контура (ГЦН-1), теплообменники системы аварийного отвода тепла, радиационная защита, внутриреакторные устройства временного хранения топлива, подвески ионизационных камер и натрий первого контура размещены внутри корпуса реактора, рис. 18. Основные характеристики реактора и активной зоны приведены в табл. 7.

На первом этапе эксплуатации реактора БН 1800 предполагается использование таблеточного МОХ топлива на основе опыта эксплуатации

101

активной зоны БН 800. Первоначальная загрузка активной зоны будет выполнена на основе плутония, полученного на производствах переработки отработавшего топлива тепловых реакторов. Для последующих загрузок реактора будет использоваться собственное отработавшее топливо, т.е. ядерный топливный цикл реактора БН 1800 будет замкнутым. В реакторе БН 1800 предполагается выжигать радиоактивные долгоживущие элементы с учётом опыта решения данной проблемы на реакторе БН 800. В перспективе предусматривается переход на высокоплотное нитридное топливо, при котором возможно получение более высоких характеристик воспроизводства. Сравнительные характеристики реакторов БН приведены в табл. 8.

В проект БН 1800 предусмотрены следующие характерные особенности обеспечения безопасности:

-натриевый пустотный эффект реактивности меньше эфф и близок к нулю, что исключает неуправляемый рост мощности в запроектных авариях;

-пассивная аварийная защита, срабатывающая при снижении расхода и/или повышении температуры натрия на выходе из активной зоны;

-система отвода остаточных тепловыделений через воздушные теплообменники, работающая на пассивном принципе и непосредственно связанная с первым контуром;

-отсутствие внешних натриевых трубопроводов первого контура, что полностью исключает аварии с течами радиоактивного натрия;

-высокоэффективная система автоматической защиты парогенератора от повреждений при межконтурной (натрий-вода) неплотности;

102

- локализирующее устройство для сбора, удержания и охлаждения фрагментов активной зоны в случае её расплавления в гипотетических авариях (поддон).

Радиационное воздействие АЭС с БН 1800: максимальная доза облучения населения при проектных авариях более, чем в 20 раз ниже годовой дозы от естественного фона; при запроектных авариях полностью исключается необходимость эвакуации населения, проживающего в зоне АЭС.

Быстрый реактор с тяжелым теплоносителем

Россия вела эксперименты с несколькими конструкциями реакторов со свинцовым теплоносителем и применяла свинцово-висмутовый теплоноситель в течение 40 лет в реакторах подводных лодок класса Alfa. Изотоп 208Pb (54 % природного свинца) очень слабо поглощает нейтроны. Значительным новаторством является новый российский проект БРЕСТ быстрых реакторов мощностью 1200 и 300 МВт(эл.), со свинцом в качестве теплоносителя первого контура при 540°C, и надкритическими парогенераторами (рис. 19). Он обладает внутренне присущими элементами безопасности и использует мононитридное смешанное топливо UN+PuN. Реактор не производит оружейного Pu (так как отсутствует урановый бланкет), а отработанное топливо может рециклироваться постоянно, с установками для переработки на месте.

1 – насос; 2 – корпус; 3 – теплоизоляция; 4 – СУЗ; 5 – активная зона; 6 – опорные стояки; 7 – разделительная обечайка; 8 – хранилище ТВС; 9 – парогенератор;

10 – бетонная шахта; 11 – поворотные пробки; 12 – аварийный сброс паровой смеси; 13

–перегрузочная машина; 14 – опоры

Рис. 19. Быстрый реактор БРЕСТ 300

103

4.2. Жидкотопливные реакторы

Это большое семейство реакторов, в котором топливо может циркулировать через активную зону.

Гомогенный реактор – реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную размножающую среду (однородную смесь). В таком реакторе топливо и замедлитель (возможно, и другие компоненты активной зоны) находятся либо в растворе, либо в достаточно равномерной смеси, либо

жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона может находится внутри сферического корпуса и представляет жидкую однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава (например, раствор уранилсульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте), который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.

Гомогенное ядерное горючее может представлять собой водные растворы солей урана и плутония, расплавы солей или металлов (например,

сплавы U, Pu, Th с Pb, Bi, Sn и пр.).

Гомогенное ядерное горючее одновременно является теплоносителем

представляющее собой, например, взвесь частиц окиси урана в расплаве солей. Ввиду малого размера частиц в таком топливе происходит обеднение дисперсной фазы продуктами деления.

Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, в результате температура раствора повышается. Горячий раствор из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосом направляется опять в реактор. Для того чтобы ядерная реакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют ряд преимуществ по сравнению с гетерогенными. Это несложная конструкция активной зоны и минимальные ее размеры,

104

возможность в процессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.

Однако гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Труднее достичь критичности. Гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, что требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только часть топлива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая часть – во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура.

Реакторы на расплавленных солях

В течение 1960-х годов в США разрабатывался реактор-размножитель на расплавленных солях, как резервный вариант для быстрого реактораразмножителя (с охлаждением жидким металлом), и небольшой прототип работал в Оак-Ридже. Интерес к этой концепции возобновился теперь в Японии, России, Франции, США. Концепция реактора на расплавленных солях является одной из шести базовых для реакторов четвертого поколения.

В реакторе на расплавленных солях (MSR) топливо представляет собой расплавленную смесь солей – фторидов лития и бериллия с растворенными фторидами тория и урана-233. Активная зона состоит из графитового замедлителя, через который может протекать расплав солей при температуре около 700°C и при низком давлении. Тепло отдается во вторичный солевой контур, а оттуда в пар. Продукты деления распадаются в солях и непрерывно удаляются в контуре переработки и заменяются на свежие с 232Th или 238U. Актиниды остаются в реакторе, пока не распадутся (непосредственно, или перейдя вначале в высшие актиниды).

Примером такого MSR реактора является проект FUJI мощностью 100 МВт(эл.), который будет работать в режиме, близком к размножению. Проект разрабатывается международным консорциумом Японии, России и США.

Топливный цикл MSR обладает рядом привлекательных особенностей. Это небольшая наработка оружейных делящихся материалов (242Pu является доминирующим изотопом плутония); небольшое количество топлива (для французского варианта такого размножителя потребуется 50 кг тория и 50 кг 238U на миллиард кВт∙ч); безопасность, с использованием пассивной системы расхолаживания; а также то обстоятельство, что высокоактивные отходы содержат только продукты деления, т.е. радиоактивные элементы с коротким временем жизни.

105

Расплавленные фтористые соли привлекательны также для теплообмена между ядерным источником тепла и любым химическим производством. Алюминиевая металлоплавильная промышленность имеет реальный опыт безопасного применения этих солей. Горячая расплавленная соль может также использоваться с гелием в качестве вторичного теплоносителя, непосредственно вращающего турбину генератора по циклу Брайтона.

106

ТЕМА 5. ОСНОВЫ ТЕОРИИ РЕКТОРА

5.1. Уравнение баланса нейтронов в реакторе. Источник, поглощение и утечки нейтронов. Материальные и геометрические

параметры реактора. Эффективный коэффициент размножения нейтронов. Последовательность решения уравнения реактора.

В реальной размножающейся среде, имеющей конечные размеры, неизбежна утечка нейтронов, которая не учитывалась при вводе формулы для K∞. Коэффициент размножения нейтронов для среды конечных размеров называют эффективным коэффициентом размножения Kэф; при чем он по-прежнему определяется как отношение числа нейтронов данного поколения к соответствующему числу нейтронов предыдущего поколения. Если через Рз и Рд обозначить вероятности избежания утечки нейтронов в процессе замедления и диффузии соответственно, то можно записать

Очевидно, что условием поддержания цепной реакции в среде конечных размеров будет соотношение Кэф ≥ 1. Произведение РзРд всегда меньше единицы, поэтому для осуществления самоподдерживающейся цепной реакции в системе конечных размеров необходимо, чтобы К∞ был всегда больше единицы.

Утечка нейтронов из реактора зависит от его геометрических размеров. Так как рождение нейтронов происходит во всем объеме активной зоны, а утечка их только через поверхность реактора, то, очевидно, с увеличением линейных размеров реактора, относительная доля нейтронов, потерянных через поверхность, уменьшается, а вероятности избежания утечки растут.

Минимальный размер реактора, при котором можно осуществить самоподдерживающуюся цепную реакцию, называется критическим размером.

Таким образом, условие критичности реакторов запишется в виде:

1 = К∞РзРд.

При соблюдении условия (1) количество образующихся нейтронов при делении урана равно количеству нейтронов, покинувших реактор, поглощенных материалами при процессах замедления и диффузии. В случае, когда Кэф>1, количество нейтронов в реакторе непрерывно будет возрастать. В подкритическом реакторе Кэф < 1.

Уравнение баланса нейтронов (для критического реактора запишется в виде

107