Розділ 7. Вугілля

У реакторах на теплових нейтронах може розділитися тільки 0,5–1,0% природного урану, взятого для виготовлення ядерного палива, решта урану йде у відвали і залишається невикористаною у відпрацьованому ядерному паливі. Тому застосування реакторів на теплових нейтронах призводить до високого споживання природного урану.

 Використання основної маси урану – урану-238, що становить 99,28% природного урану, можливе шляхом його перетворення на подільний елемент плутоній-239 за допомогою реакції радіаційного захвату нейтрона (n, γ):

Необхідні для цього умови мають реактори на швидких нейтронах, енергетичний спектр яких визначає співвідношення перетинів реакції ділення і радіаційного захвату при високому значенні виходу вторинних нейтронів n з розрахунку на 1 ділення ядра атома палива – урану-235 або плутонію-239. Це призводить до надлишку нейтронів η>2 з розрахунку на кожен поглинений подільним ядром нейтрон, які й забезпечують процес конверсії урану-238 в плутоній-239. В активній зоні реакторів на швидких нейтронах для створення великого надлишку нейтронів за своїми ядерно-фізичними характеристиками найбільше придатний плутоній-239. Але плутоній відсутній в природі і його необхідно видобути із відпрацьованого палива реакторів на теплових нейтронах шляхом переробки, вирішивши тим самим питання про поводження з відпрацьованим ядерним паливом і створивши замкнутий паливний цикл атомної енергетики.

Атомна енергетика характеризується послідовним орієнтуванням на замкнутий паливний цикл та розвиток реакторів – розмножувачів ядерного палива, що створює базу необмеженого паливозабезпечення при великомасштабному її розвитку.

Аналіз можливих сценаріїв й довгострокові прогнози розвитку атомної енергетики приводять до очевидного висновку про широке використання ядерних реакторів на швидких нейтронах. Складними є чинники, що впливають на терміни введення промислових швидких реакторів до структури атомної енергетики, яка існує в багатьох країнах; на стратегію переходу до швидких реакторів або симбіоз швидких реакторів з реакторами на теплових нейтронах. Економічні оцінки електроенергії, котра виробляється швидкими реакторами, з урахуванням ціни U3О8 (продукту промислового видобування урану з уранових руд), впливу об'єму розвіданих уранових ресурсів і капітальних витрат на будівництво реакторів показали, що частка швидких реакторів у загальному виробництві електроенергії буде утримуватися на постійному рівні. Висновок базується на тому, що капітальні витрати на будівництво реаторів на теплових нейтронах однакової потужності з реакторами на швидких нейтронах завжди будуть нижчі, а надлишок вироблюваного швидкими реакторами вторинного палива (матеріалу, здатного до ділення) повинен бути затребуваний і використаний, а це простіше зробити у відпрацьованій і дешевшій технології реакторів на теплових нейтронах.

Для реакторів на швидких нейтронах необхідне створення замкнутого паливного циклу. Тому при розгляді питання про впровадження швидких реакторів до існуючої структури атомної енергетики необхідно оцінити ступінь готовності підприємств паливного циклу, особливо підприємств з переробки відпрацьованого ядерного палива реакторів на теплових та швидких нейтронах, до видобування плутонію й виготовлення ядерного палива для реакторів на швидких нейтронах.

Рідкометалеві реактори на швидких нейтронах розроблялися в основному як розмножувачі (бридери) ядерного палива. Експлуатація дослідних, дослідно-промислових та промислових реакторів цього типу перевищує 200 реакторороків. Досвід експлуатації швидких реакторів, що охолоджуються сплавами свинцю, отриманий при їх використанні на атомних підводних човнах СРСР та Росії.

Реактор-розмножувач на швидких нейтронах складається зазвичай із активної зони й зони відтворення. Основна частина поділів відбувається в активній зоні, зона відтворення призначена для корисного використання нейтронів, що залишають активну зону. Процес утворення вторинного ядерного палива відбувається і в активній зоні, й в зоні відтворення. Зазвичай зона відтворення оточує активну зону, проте відомі конструкції, в яких частина зони відтворення знаходиться в межах активної зони (мал. 2.59).

В останньому випадку активна зона програє традиційній за критичною масою подільного матеріалу, але має перевагу в напрацюванні вторинного ядерного палива. У загальному випадку характеристики реактора на швидких нейтронах визначаються його формою, розмірами й складом.

До складу активної зони реактора входять: здатний до ділення ядерний паливний матеріал, створюючий критичну масу і формуючий потік нейтронів; теплоносій, котрий відводить тепло, що виділяється при діленні атомів ядерного палива; елементи конструкцій, що забезпечують інтенсивну й безпечну передачу тепла від палива до теплоносія; органи дії на реактивність, за допомогою яких здійснюється управління реактором.

Мал. 2.59. Схема компоновок паливних зон у реакторах на швидких нейтронах: а – традиційна (гомогенна); б – гетерогенна кільцьова з аксіальною вставкою; в – гетерогенна модульна; 1 – активна зона; 2 – аксіальна (торцева) зона відтворення; 3 – радіальна (бокова) зона відтворення; 4 – газові порожнини; 5 – вставки із сировинного матеріалу

До складу зони відтворення входять: сировинний матеріал для отримання з нього вторинного ядерного палива і теплоносій.

Форма активної зони обирається на основі компромісу між прагненням забезпечити мінімальну критичну масу, бажанням отримати великий потік нейтронів до зони відтворення, прагненням поліпшити баланс нейтронів і зняти із заданого об'єму більше теплової енергії. У реакторах на швидких нейтронах великої потужності при значних об'ємах активної зони визначальним чинником стає гідравлічний опір структури реактора теплоносію (проблема теплоперенесення). З цієї причини такі реактори мають фізично неоптимальну, сильно уплощену форму активної зони із відношенням її діаметру до висоти Dаз/Наз ≈ 3, але це сприятливо відбивається на процесі відтворення через збільшення витоку нейтронів у торцеву зону відтворення.

З умови найбільш економного використання нейтронів ділення паливо в швидкому реакторі повинне компактно розміщуватися в активній зоні. Відсутність сповільнювача у складі активної зони дозволяє значно підвищити середню щільність палива за рахунок щільнішої компоновки тепловиділяючих збірок (ТВЗ) і тепловиділяючих елементів в них (твел). ТВЗ в реакторах на швидких нейтронах встановлюються з мінімальним (технологічним) зазором по відношенню одна до одної, що дозволяє часткове перевантаження ядерного палива. Не дивлячись на максимально компактне розміщення ядерного палива, критична його маса в реакторі на швидких нейтронах у багато разів більша, ніж у реакторах на теплових нейтронах. Наслідком цього є висока енергонапруженість активної зони швидкого реактора (близько сотень МВт/м³ проти десятків МВт/м³ у реакторах на теплових нейтронах). Тому об'єм активної зони у реактора на швидких нейтронах значно менший, ніж у реакторів інших типів тієї ж потужності, а теплові потоки в паливі значно вищі. Це вимагає інтенсивного й надійного охолоджування активної зони реактора. Технічно це завдання вирішується одночасно в декількох напрямках: використанням теплоносія з високими теплопередаючими властивостями; максимальним збільшенням поверхні тепловіддачі тепловиділяючих елементів; збільшенням швидкості течії теплоносія в активній зоні.

За сукупністю визначальних фізичних, теплотехнічних і технологічних властивостей теплоносієм для реакторів на швидких нейтронах було обрано натрій.

Активна зона швидкого реактора тепловою потужністю 2500 МВт містить близько 105 шестигранних тепловиділяючих збірок по 200–300 твелів.

До цього часу всі швидкі енергетичні реактори мають другий рідкометалевий контур теплоносія, оскільки вважається неприпустимим контакт води з радіоактивним натрієм першого контура (мал. 2.60). Теплоносій першого контура отримує теплоту в активній зоні, перетікає в область, де нейтронний потік значно менший, щоб передати цю теплоту вторинному теплоносію в проміжному теплообміннику, і потім повертається в активну зону. При конструюванні першого контура є два рішення: розміщення теплообмінників і натрієвих насосів в одному корпусі з активною зоною (інтегральна або бакова компоновка) або окремо (петльова компоновка першого контура). Основна перевага інтегральної компоновки полягає в тому, що корпус реактора відносно простий за формою, перепад тиску теплоносія невеликий й можна виключити контакт високотемпературного першого контура з корпусом (мал. 2.61). Корпус реактора у разі такої компоновки виявляється настільки великим, що в ньому розташовується тимчасове сховище відпрацьованого ядерного палива. Але розміри корпусу виявляються такими, що його необхідно монтувати на місці. Кришка корпусу реактора також має великі розміри, і складність полягає в тому, що активна зона реактора, нейтронний захист, насоси, теплообмінники і сам корпус підвішені до кришки (мал. 2.62). Типові розміри корпусу реактора з інтегральною компоновкою приблизно такі: діаметр – біля 17 м, висота – 14 м. Корпус реактора містить близько 2000 тонн натрію й виконаний з іржостійкої сталі завтовшки 20 мм.

Мал. 2.60. Рідкометалевий реактор на швидких нейтронах: 1 – введення рідкого натрію до активної зони для теплознімання; 2 – виведення із активної зони рідкого натрію до теплообмінника; 3 – теплообмінник, у котрому рідкий натрій першого контуру передає тепло рідкому натрію другого контуру; 4 – виведення натрію другого контуру із теплообмінника на останній теплообмінник з водою для утворення пари (парогенератор) (мовою оригіналу)

При петльовій компоновці устаткування реактора активна зона розміщена у порівняно невеликому корпусі (який можна виготовити на заводі) з основним нейтронним захистом зовні. Гарячий теплоносій з активної зони проходить трубами через корпус реактора до теплообмінників і потім зворотно. Вибір між двома схемами компоновки визначається міркуваннями, пов'язаними з виготовленням корпусів, конструкцією перевантажувальної системи ядерного палива, умовами експлуатації насосів, простотою контролю та обслуговування. Вибір між цими компоновками остаточно не зроблений, обидва типи компоновок використовуються в даний час й передбачаються для використання в майбутньому.

а

 б

Мал. 2.61. а – бакова компоновка першого контуру теплоносія: 1 – активна зона; 2 – проміжний теплообмінник; 3 – натрієвий циркуляційний насос першого контуру; 4 – напірний колектор; 5 – нейтронний захист; 6 – пробка, що обертається; 7 – трубопроводи натрію другого контура; 8 – приводи стрижнів системи управління та захисту; 9 – двигун насоса; б – петльова компоновка першого контуру теплоносія: 1 – активна зона; 2 – проміжний теплообмінник; 3 – натрієвий циркуляційний насос першого контуру; 4 – напірний колектор; 5 – нейтронний захист; 6 – пробка, що обертається; 7 – трубопроводи натрію другого контуру; 8 – приводи стрижнів системи управління та захисту; 9 – двигун насоса