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, готовится к пуску в 2015 г. БН-800. 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 для реакторов 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 (рисунок. 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.

Рисунок 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.