Реакторы на быстрых нейтронах

При нынешних объемах и темпах роста атомной энергетики запасы природного дешевого урана ²³⁵U, используемого на АЭС, работающих на тепловых нейтронах, могут быть исчерпаны в ближайшие 50 лет. Поэтому одной из важнейших задач является вовлечение в энергобаланс основного изотопа урана ²³⁸U, содержание которого в природном уране составляет 99,3 %. Для этих целей могут использоваться реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Работы по созданию таких реакторов были начаты в Советском Союзе в 1949 году. Первый опытный реактор на быстрых нейтронах БР-2 тепловой мощностью 2 МВт был пущен в 1956 году.

Первый крупный промышленный атомный реактор БН-350 был введен в работу в 1973 году в г. Шевченко на Каспии, энергия которого использовалась в основном для опреснения воды.На Белоярской АЭС успешно работает еще более мощный БН-600, пущенный в 1980 году. В мире было создано всего несколько реакторов такого типа, которые по разным причинам были остановлены.

Для широкого внедрения реакторов на быстрых нейтронах должны быть решены сложные научно-технические проблемы. В реакторах на быстрых нейтронах исключается использование материалов, хорошо замедляющих нейтроны, поэтому в качестве теплоносителя применяется не вода, а расплавленный натрий, который в очень малой степени замедляет нейтроны и, обладая хорошими теплофизическими свойствами, обеспечивает эффективную передачу теплоты. Последнее обстоятельство очень важно дляреакторов на быстрых нейтронах, так как они имеют высокую концентрацию делящихся материалов в единице объема активной зоны, а следовательно, высокую удельную мощность активной зоны и большие тепловые напряжения поверхности ТВЭЛов. К недостаткам натрия как теплоносителя относится его повышенное химическое взаимодействие с водой и паром. Поэтому, чтобы даже в аварийных ситуациях исключить контакт радиоактивного натрия с водой или паром, создают промежуточный контур.

В трехконтурных схемах (рис.6.4) радиоактивный теплоноситель первого контура (жидкий натрий) из реактора направляется в промежуточный теплообменник, отдает в нем теплоту нерадиоактивному теплоносителю второго (промежуточного) контура и циркуляционным насосом возвращается в реактор.

 

Рис. 6.4. Схема блока АЭС с реактором типа БН:

1–реактор; 2–теплообменник; 3–паровая турбина; 4– генератор; 5–конденсатор; 6–циркуляционный насос; 7– питательный насос; 8–парогенератор; 9–циркуляционный насос.

 

Теплоносителем второго контура также является натрий, он отдает теплоту в napoгенераторе рабочему телу – воде. Полученный в парогенераторе пар поступает в паровую турбину.

Второй промежуточный контур исключает возможное взаимодействие радиоактивного натрия с водой при появлении неплотностей в теплообменных стенках парогенератора. Введение этого контура приводит к дополнительному увеличению капитальных затрат, однако повышает надежность и безопасность работы станции.

В реакторах на быстрых нейтронах гораздо больше выделяется тепла в единице объема активной зоны, существенно выше интенсивность нейтронного потока и сложнее условия работы металла всех элементов реактора.