2.4.2. Реакторы на быстрых нейтронах

В реакторах на тепловых нейтронах может разделиться только 0,5–1,0% природного урана, взятого для изготовления ядерного топлива, остальной уран уходит в отвалы и остается неиспользованным в отработавшем ядерном топливе. Поэтому применение реакторов на тепловых нейтронах приводит к высокому потреблению природного урана.

Использование основной массы урана – урана-238, составляющего 99,28% природного урана, возможно путем его превращения в делящийся элемент плутоний-239 с помощью реакции радиационного захвата нейтрона (n, γ):

Необходимые для этого условия имеют реакторы на быстрых нейтронах, энергетический спектр которых определяет соотношение сечений реакции деления и радиационного захвата при высоком значении выхода вторичных нейтронов n в расчете на 1 деление ядра атома топлива – урана-235 или плутония-239. Это приводит к избытку нейтронов η >2 в расчете на каждый поглощенный делящимся ядром нейтрон, которые и обеспечивают процесс конверсии урана-238 в плутоний-239. В активной зоне реакторов на быстрых нейтронах для создания высокого избытка нейтронов по своим ядерно-физическим характеристикам больше всего подходит плутоний-239. Но плутоний отсутствует в природе и его необходимо извлечь из отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронов путем переработки, решив тем самым вопрос об обращении с отработавшим ядерным топливом и создав замкнутый топливный цикл атомной энергетики.

Ядерная энергетика характеризуется последовательным ориентированием на замкнутый топливный цикл и реакторы–размножители ядерного топлива, что создает базу неограниченного топливообеспечения при крупномасштабном ее развитии.

Анализ возможных сценариев и долгосрочные прогнозы развития ядерной энергетики приводят к очевидному выводу о широком использовании ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Сложными являются факторы, влияющие на сроки ввода промышленных быстрых реакторов в существующую во многих странах структуру атомной энергетики, на стратегию перехода к быстрым реакторам или симбиоз быстрых реакторов с реакторами на тепловых нейтронах. Экономические оценки вырабатываемой быстрыми реакторами электроэнергии с учетом цены U 3 О 8 (продукта промышленного извлечения урана из урановых руд), влияния объема разведанных урановых ресурсов и капитальных затрат на строительство реакторов показали, что доля быстрых реакторов в общем производстве электроэнергии будет удерживаться на постоянном уровне. Вывод основан на том, что капитальные затраты на строительство реакторов на тепловых нейтронах одинаковой мощности с реакторами на быстрых нейтронах всегда будут ниже, а избыток производимого быстрыми реакторами вторичного топлива (делящегося материала) должен быть востребован и использован, а это проще всего сделать в отработанной и более дешевой технологии реакторов на тепловых нейтронах.

Для реакторов на быстрых нейтронах необходимо создание замкнутого топливного цикла. Поэтому при рассмотрении вопроса о внедрении быстрых реакторов в существующую структуру атомной энергетики следует оценить степень готовности предприятий топливного цикла, особенно предприятий по переработке отработавшего ядерного топлива реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, к извлечению плутония и изготовлению ядерного топлива для реакторов на быстрых нейтронах.

Жидкометаллические реакторы на быстрых нейтронах разрабатывались в основном как размножители (бридеры) ядерного топлива. Эксплуатация опытных, опытно-промышленных и промышленных реакторов этого типа превышает 200 реакторолет. Опыт эксплуатации быстрых реакторов, охлаждаемых сплавами свинца, получен при их использовании в атомных подводных лодках СССР и России.

Реактор-размножитель на быстрых нейтронах состоит обычно из активной зоны и зоны воспроизводства. Основная часть делений происходит в активной зоне, зона воспроизводства предназначена для полезного использования нейтронов, покидающих активную зону. Процесс образования вторичного ядерного горючего (топлива) происходит и в активной зоне, и в зоне воспроизводства. Обычно зона воспроизводства окружает активную зону, однако известны конструкции, в которых часть зоны воспроизводства находится в пределах активной зоны (рис. 2.59).

Рис. 2.59. Схема компоновок топливных зон в реакторах на быстрых нейтронах: а – традиционная (гомогенная); б – гетерогенная кольцевая с аксиальной вставкой; в – гетерогенная модульная; 1 – активная зона; 2 – аксиальная (торцевая) зона воспроизводства; 3 – радиальная (боковая) зона воспроизводства; 4 – газовые полости; 5 – вставки из сырьевого материала

В последнем случае активная зона проигрывает традиционной по критической массе делящегося материала, но имеет преимущество в наработке вторичного ядерного топлива. В общем случае характеристики реактора на быстрых нейтронах определяются его формой, размерами и составом.

В состав активной зоны реактора входят: ядерный топливно-делящийся материал, образующий критическую массу и формирующий поток нейтронов; теплоноситель, отводящий тепло, выделяющееся при делении атомов ядерного топлива; элементы конструкций, обеспечивающие интенсивную и безопасную передачу тепла от топлива к теплоносителю; органы воздействия на реактивность, с помощью которых осуществляется управление реактором.

В состав зоны воспроизводства входят: сырьевой материал для получения из него вторичного ядерного топлива и теплоноситель.

Форма активной зоны выбирается на основе компромисса между стремлением обеспечить минимальную критическую массу, желанием получить большую утечку нейтронов в зону воспроизводства, стремлением улучшить баланс нейтронов и снять с заданного объема больше тепловой энергии. В реакторах на быстрых нейтронах большой мощности при значительных объемах активной зоны определяющим фактором становится гидравлическое сопротивление структуры реактора теплоносителю (проблема теплопереноса). По этой причине такие реакторы имеют физически неоптимальную, сильно уплощенную форму активной зоны с отношением ее диаметра к высоте D аз /Н аз ≈ 3, но это благоприятно отражается на процессе воспроизводства из-за увеличения утечки нейтронов в торцевую зону воспроизводства.

Из условия наиболее экономного использования нейтронов деления топливо в быстром реакторе должно компактно размещаться в активной зоне. Отсутствие замедлителя в составе активной зоны позволяет значительно повысить среднюю плотность топлива за счет более плотной компоновки тепловыделяющих сборок (ТВС) и тепловыделяющих элементов в них. ТВС в реакторах на быстрых нейтронах устанавливаются с минимальным (технологическим) зазором по отношению друг к другу, позволяющим частичную перегрузку ядерного топлива. Несмотря на максимально компактное размещение ядерного топлива, критическая его масса в реакторе на быстрых нейтронах во много раз больше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Следствием этого является высокая энергонапряженность активной зоны быстрого реактора (порядка сотен МВт/м 3 против десятков МВт/м 3 в реакторах на тепловых нейтронах). Поэтому объем активной зоны у реактора на быстрых нейтронах значительно меньше, чем у реакторов других типов той же мощности, а тепловые потоки в топливе значительно выше. Это требует интенсивного и надежного охлаждения активной зоны реактора. Технически эта задача решается одновременно по нескольким направлениям: использованием теплоносителя с высокими теплопередающими свойствами; максимальным увеличением поверхности теплоотдачи тепловыделяющих элементов; увеличением скорости течения теплоносителя в активной зоне.

По совокупности определяющих физических, теплотехнических и технологических свойств теплоносителем для реакторов на быстрых нейтронах был выбран натрий.

Активная зона быстрого реактора тепловой мощностью 2500 МВт содержит около 105 шестигранных тепловыделяющих сборок по 200–300 твэлов.

Рис. 2.60. Жидкометаллический реактор на быстрых нейтронах: 1 – ввод жидкого натрия в активную зону для теплосъема; 2 – вывод из активной зоны жидкого натрия в теплообменник; 3 – теплообменник, в котором жидкий натрий первого контура передает тепло жидкому натрию второго контура; 4 – вывод натрия второго контура из теплообменника на последний теплообменник с водой для образования пара (парогенератор)

До сих пор все быстрые энергетические реакторы имеют второй жидкометаллический контур теплоносителя, поскольку считается недопустимым контакт воды с радиоактивным натрием первого контура (рис. 2.60). Теплоноситель первого контура получает теплоту в активной зоне, перетекает в область, где нейтронный поток значительно меньше, чтобы передать эту теплоту вторичному теплоносителю в промежуточном теплообменнике, и затем возвращается в активную зону. При конструировании первого контура имеются два решения: размещение теплообменников и натриевых насосов в одном корпусе с активной зоной (интегральная или баковая компоновка) или отдельно (петлевая компоновка первого контура). Основное преимущество интегральной компоновки состоит в том, что корпус реактора относительно прост по форме, перепад давления теплоносителя невелик и можно исключить контакт высокотемпературного первого контура с корпусом (рис. 2.61). Корпус реактора в случае данной компоновки настолько большой, что в нем располагается временное хранилище отработавшего ядерного топлива. Но размеры корпуса оказываются такими, что его необходимо монтировать на месте. Крышка корпуса реактора также имеет большие размеры, и сложность состоит в том, что активная зона реактора, нейтронная защита, насосы, теплообменники и сам корпус подвешены к крышке (рис. 2.62). Типичные размеры корпуса реактора с интегральной компоновкой примерно таковы: диаметр – около 17 м, высота – 14 м. Корпус реактора содержит около 2000 тонн натрия и выполнен из нержавеющей стали толщиной 20 мм.

При петлевой компоновке оборудования реактора активная зона размещена в сравнительно небольшом корпусе (который можно изготовить на заводе) с основной нейтронной защитой снаружи. Горячий теплоноситель из активной зоны проходит по трубам через корпус реактора к теплообменникам и потом обратно. Выбор между двумя схемами компоновки определяется соображениями, связанными с изготовлением корпусов, конструкцией перегрузочной системы ядерного топлива, условиями эксплуатации насосов, простотой контроля и обслуживания. Выбор между этими компоновками окончательно не сделан, оба типа компоновок используются в настоящее время и предполагаются для применения в будущем.

а

б

Рис. 2.61. а – баковая компоновка первого контура теплоносителя: 1 – активная зона; 2 – промежуточный теплообменник; 3 – натриевый циркуляционный насос первого контура; 4 – напорный коллектор; 5 – нейтронная защита; 6 – вращающаяся пробка; 7 – трубопроводы натрия второго контура; 8 – приводы стержней системы управления и защиты; 9 – двигатель насоса; б – петлевая компоновка первого контура теплоносителя: 1 – активная зона; 2 – промежуточный теплообменник; 3 – натриевый циркуляционный насос первого контура; 4 – напорный коллектор; 5 – нейтронная защита; 6 – вращающаяся пробка; 7 – трубопроводы натрия второго контура; 8 – приводы стержней системы управления и защиты; 9 – двигатель насоса