Глава 6. Реакторы на быстрых нейтронах

Идея создания ядерных реакторов на быстрых нейтронах (БН) воз­никла в конце 40-х годов в результате исследований по повышению про­изводительности реакторов-наработчиков оружейного плутония. Реакторы на тепловых нейтронах по причинам, которые станут ясными в процессе дальнейшего изложения, оказались неспособными вовлечь в ядерный топ­ливный цикл все имевшееся количество природного урана. Выяснилось, что производить плутоний в достаточном количестве могут только реакторы с жестким спектром нейтронов.

6.1.Коэффициент конверсии (воспроизводства)

В первой главе уже отмечено, что среднее число нейтронов, обра­зующихся в одном акте деления, больше двух. Кроме одного нейтрона, безусловно необходимого на поддержание цепной реакции деления, остальное их количество может быть потрачено по-разному:

1. часть уходит на паразитный захват и утечку;

2. часть может поглотиться в воспроизводящем сырье (уране-238 или тории-232), в результате чего образуются новые делящиеся изотопы (плутоний-239 или уран-233).

Характеристикой эффективности получения нового топлива является коэффициент воспроизводства (КВ) - отношение числа новых ядер горю­чего к числу потраченных. Идеальный (максимальный) КВ можно вычис­лить по известной формуле

где

• вероятность того, что нейтрон вызовет деление в топливе, а не бу­дет захвачен в нем без деления; μ- коэффициент, учитывающий деле­ния урана - 238 быстрыми нейтронами (коэффициент размножения на быст­рых нейтронах)', v - число вторичных нейтронов на один акт деления;q-число нейтронов, поглотившихся в конструкционных материалах или потраченных на утечку.

Вычислим, сколько тяжелых ядер можно, в принципе, сжечь в ядер­ном реакторе в зависимости от величины КВ. Допустим, у нас есть ис­ходный запас ядер горючего М₀. Пусть мы их сожгли в ядерном реакторе.

Тогда будет получено М₀КВ новых ядер горючего. Если мы их тоже сожжем, то в итоге будет сожжено М₀+М₀КВ ядер и получено М₀КВ² новых ядер. И так далее. В итоге мы сможем сжечь всего М=М₀+М₀КВ+М₀КВ²+М₀КВ³+... ядер. Если КВ<1, то имеем сумму сходящейся геометрической прогрессии

М=М₀/(1-КВ).

Чем ближе КВ к единице, тем больие U и Th мы вовлечем в ядерную энергетику. Если КВ, то ряд расходится,т.е., в принципе, можно

сжечь все запасы U²³⁸ и Th²³² полностью. Посмотрим, как это можно сделать практически.

В табл. 6.1 приведены значения =v/(1+α) для реакторов с различным спектром нейтронов и разным горючим. В реакторах на тепло­вых нейтронах делений на U⁸ очень мало из- за мягкости спектра нейтронов и малой доли нейтронов с энергией >1 МэВ. В реакторах на быстрых нейтронах таких нейтронов боль­ше, поэтому в них μ больше. Отсюда и из данных табл. 6.1 следует, что КВ больше в реакторах БН, т.к. в обоих типах реакторов l+q примерно одинаково.

Оценки показывают, что КВ6 для реакторов типа ВВЭР и может быть КВдля реакторов на быстрых нейтронах с и⁵ в качестве горюче­го, а также КВ5 для реакторов на быстрых нейтронах с Рu⁹. Вовлечение тория в топливный цикл еще более увеличивает КВ, т.е. количество топлива, которое можно, в принципе, сжечь. В этом случае даже в реакторах на тепловых нейтронах количество сожженных ядер может быть бесконечным и определяться только запасами тория, т.к. здесь можно достигать КВ1 и даже больше.

Таким образом, если строить ядерную энергетику только с реак­торами на тепловых нейтронах, то без вовлечения в нее тория расши­ренное воспроизводство топлива получить невозможно. Кроме того, U⁸ так и останется несожженным. Однако вовлечение в обороттория влечет за собой проблему образующегося урана-232, высокорадиоактивного и имеющего период полураспада ~70лет.

Реактор	Pu^9	U^5	U^3
Тепловой	2 .04	2.06	2 .20
Быстрый	2.45	2.10	2.31

Таблица 6.1.

Значит, необходимо строить и реакторы на быстрых нейтронах то­же. Причем, с точки зрения КВ выгодно в качестве топлива использо­вать накопленный Рu⁹, а в качестве воспроизводящего материала - U⁸. На рис.6.2 приведена примерная схема топливного цикла с расширенным воспроизводством топлива.

Замечание к рис.6.2: выдержка облученного топлива нужна для того, чтобы была возможна регенерация, т.к. в настоящее время нет реагентов для регенерации, малочувствительных к излучениям.

6.2.КАКИМ ДОЛЖЕН БЫТЬ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ?

Из изложенного выие уже можно примерно представить себе каким должен быть реактор на быстрых нейтронах.

At! 1. В быстром реакторе не должно быть замедлителя и вообще материалов, сильно рассеивающих нейтроны, т.е. материалов с легкими ядрами, производящими упругое рассеяние нейтронов.

2.Наличие тяжелых ядер в активной зоне, не участвующих в про­цессе деления и имеющих большое сечение неупругого рассеяния, также нежелательно, т.к. может привести к значительному смягчению спектра нейтронов. Поэтому

а) размещение сырьевого материала (например. U⁸) в активной зо­не - нежелательно; б) должно быть высокое обогащение топлива по делящемуся изотопу.

3.По этим же причинам конструкционные материалы должны быть со средним массовым числом.

Из-за того, что сечения деления делящихся изотопов в быстром спектре нейтронов существенно меньше, чем в тепловом, число ядер этих изотопов в единице объема активной зоны реактора БН должно быть больше. Это вторая причина высокого обогащения топлива по делящимся изотопам в реакторах БН.

В качестве конструкционного материала для реакторов БН лучше всего нержавеющая сталь: она превосходит остальные материалы по теп­ломеханическим характеристикам, в нейтронно-физическом плане осталь­ные материалы со средним массовым числом также не имеют аномально больших сечений захвата в быстрой области и в этом смысле равноценны.

Сырьевой материал можно разместить вокруг активной зоны. Такое его расположение, кроме избавления активной зоны от лишнего рассеи­вателя, также уменьшает непроизводительную утечку нейтронов из реактора.

At! Зону расположения сырьевого материала вокруг активной зоны реактора БН принято называть зоной воспроизводства.

Поскольку активные зоны реакторов БН содержат высокообогащенное топливо, то они компактны, имеют высокую энергонапряженность и, сле­довательно, должны интенсивно охлаждаться. Теплоносители для реакторов БН должны обладать

а) большим массовым числом;

б) большой теплоемкостью и теплопроводностью;

в) высокой радиационной стойкостью;

г) малой наведенной активностью;

д) умеренной вязкостью;

е) высокой температурой кипения при атмосферном давлении;

ж) высокой термостойкостью;

з) низкой температурой плавления.

Совокупности этих требований в максимальной степени удовлетворяют такие металлы как натрий, калий, свинец, а также эвтектики натрий- калий и свинец-висмут.

Рассматриваются проекты реакторов БН с гелием в качестве тепло­носителя. Он меньше, чем Na (из-за меньшей плотности), замедляет ней­троны и совсем не активируется. Исследовались возможности использо­вания четырехокиси азота (n₂o₄) в качестве теплоносителя. Это диссоциируюий теплоноситель - под высокой температурой он разлагает­ся. забирая тепло, а при охлаждении восстанавливается, отдавая теп­ло. что позволяет повысить КПД установки. Однако из-за высокой ток­сичности (веселящий газ) этот теплоноситель не напел применения.

At! Из-за высокой замедляющей способности вола не может быть теплоносителей, охлаждающий активную зону реактора БН.

В настоящее время, действующие реакторы на быстрых нейтронах используют Na и эвтектику Na-K. Так как рабочим телом турбины может быть только водяной пар, то у энергоблоков с реакторами БН, выраба­тывавших электричество, контуров охлаждения должно быть больше одного. Поскольку натрий активируется при прохождении через реактор по реакции ²³Na(n,γ)²⁴Na, то необходимо исключить возможность непосредственного контакта натрия первого контура с водой или паром. Следовательно, контуров охлаждения реакторов БН с этим теплоносите­лем должно быть больше двух. Так как чем больше контуров, тем больше потери тепла в них, то контуров охлаждения у энергоблоков с реакторами БН и натриевым теплоносителем должно быть ровно три: два первых --натриевые, и третий-пароводяной.

Общая схема ядерного энергоблока с реактором на быстрых нейтро­нах и натриевым теплоносителем в первом и втором контурах показана на рис. 6.2.ъ

ПТО - промежуточный теплообменник, ПГ - парогенератор,

ГЦН1 - главный циркуляционный насос первого контура, ГЦН2 - то же

второго контура.

Рис. 6.2

Выбор натрия в качестве теплоносителя почти во всех странах, развивающих направление реакторов типа БН, неслучаен - его достоинства перевесили недостатки.

Достоинства

1. Так как температура кипения натрия равна 880°С, можно поддер­живать высокие температуры теплоносителя в первом и втором контурах при низком (почти атмосферном) давлении. Следовательно, не нужны особо прочные корпус реактора и трубопроводы для этих контуров.

2. Так как во втором контуре можно поддерживать высокую темпе­ратуру натрия (~500^oC) на выходе парогенератора, то можно иметь пе­регретый пар в третьем контуре и высокий КПД паросилового цикла.

3. Большое массовое число (23,24) ядер натрия не приводит к чрезмерному смягчению спектра нейтронов из-за столкновений с этими ядрами.

Недостатки

1. Так как температура плавления натрия равна 97.3°C, то для поддержания натрия в жидком состоянии требуется подогрев натриевых контуров в стояночных режимах. Это увеличивает расходы на собственные нужды.

2.Так как натрий бурно взаимодействует с водой, предъявляются высокие требования к парогенератору и контролю за его состоянием.

3.Так как натрий взаимодействует с воздухом, необходимы герметизация контуров и нейтральная атмосфера (аргон) в полостях, не заполненных натрием.

В Советском Союзе были построены три энергетических реактора на быстрых нейтронах - БOР-60, БН-350, БН-600. Компоновки энергоблоков с реакторами БН могут быть двух видов: петлевая и интегральная. Петлевая - традиционная, когда реактор расположен в отдельном корпусе и имеет петли охлаждения, располагающиеся вне корпуса (БОР-60, БН-350). Интегральная - все оборудование первого контура вместе с ПТО и реактором расположено в одном корпусе (БН-600).