Нейтронно-физические особенности реакторов на быстрых нейтронах

БН-600 - реактор на быстрых нейтронах с электрической мощностью 600 МВт. Корпусной реактор - размножитель с интегральной компоновкой оборудования. Тепловая схема блока трехконтурная: в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем - вода и пар.. В настоящее время единственный в мире действующий энергетический реактор на быстрых нейтронах – это ректор пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 года в 3-м энергоблоке на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города Заречный. Электрическая мощность — 600 МВт.

ОСНОВНЫЕ ПРОЕКТНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РЕАКТОРА БН-600
Тепловая мощность, МВт
Размеры корпуса реактора, м:: диаметр высота	12,8 12,6
Общая масса реактора в сборе, без натрия, т
Объем натрия, м3: в первом контуре во втором контуре	820 960
Размеры активной зоны (диаметр х высота), м	2,06 х 0,75
Количество ТВС активной зоны
Количество твэлов в ТВС активной зоны
Наружный диаметр твэла активной зоны, мм	6,9
Количество ТВС зоны воспроизводства
Количество твэлов в ТВС зоны воспроизводства
Наружный диаметр твэла зоны воспроизводства, мм	14,2
Температура натрия первого контура, °С: на входе в активную зону на выходе из активной зоны	380 550
Температура натрия второго контура, °С: на входе в теплообменник на выходе из теплообменника	320 520
Максимальный нейтронный поток в активной зоне, 16 Н/см2 х с	0,77 х 10
Коэффициент воспроизводства топлива	1,3
Время между перегрузками, сут.

Особенности ректоров на быстрых нейтронах:

Главная особенность ядерных реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжёлых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы ²³⁸U и ²³²Th, которых в природе значительно больше, чем ²³⁵U — основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах.

Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120—140 новых ядер, способных к делению.

Активные зоны (АЗ) реакторов на быстрых нейтронах (БН) весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах.

Экономически необходимая средняя глубина выгорания уран-плутониевого топлива в БН должна составлять 100—150 МВт·сут/кг, т. е. она должна быть в 2,5—3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, что обусловлено высокой стоимостью топлива БН. Для достижения указанной глубины выгорания требуется высокая радиационная стойкость ТВЭЛ и ТВС БН, необходимая стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек ТВЭЛ, их совместимость с продуктами деления и устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т. п. Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (экранами), заполненными воспроизводящим материалом — обедненным ураном, содержащим 99,7—99,8 % ²³⁸U.

Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается бо́льшим выходом (на 20—27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.

Использование натрия в качестве теплоносителя требует решения следующих задач:

· чистота натрия, используемого в БН. Необходимо достичь 99,95 %, то есть не более 5·10⁻⁴ примесей. Большие проблемы вызывают примеси кислорода из-за участия кислорода в массопереносе железа и коррозии компонентов;

· натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе и других окисляющих агентах. Горящий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудования и приборов. Проблема усложняется в случае, если дым натрия радиоактивен. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Для устранения опасности натрий и продукты его сгорания следует тщательно контролировать;

· возможность реакций натрия с водой и органическими материалами. Особенно это важно для конструкции парогенератора, так как утечка из водяного контура в натриевый приводит к быстрому росту давления.

Стабильность быстрых реакторов зависит от параметров, перечисленных ниже:

· Изменение в реактивности происходит при изменении плотности натриевого теплоносителя (или полного оголения АЗ). Натриевый пустотный коэффициент может быть положительным или отрицательным, зависит от размеров АЗ, геометрии и состава материалов;

· механических расширений ТВЭЛ.

· При увеличении уровня мощности реактора происходит тепловое расширение топливных сборок. Это эффективно увеличивает размеры АЗ, тем самым уменьшается ее реактивность;

· радиоактивность первого контура.

Радиоактивные изотопы ²⁴Na, ²²Na являются продуктами активации, возникающими вследствие нейтронного облучения натрия первого контура. Периоды полураспада ²⁴Na и ²²Na составляют соответственно 15 ч и 2,6 года. Как результат, радиоактивность натрия первого контура остается высокой в течение значительного времени после остановки реактора. Касаясь только ²⁴Na, отметим, что требуется более четырех суток после остановки реактора, прежде чем персонал сможет находиться вблизи больших количеств натриевого теплоносителя.

Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнено многими не отработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешёнными вопросами оптимальной организации их ядерного топливного цикла (ЯТЦ), который должен базироваться на плутонии, и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива).

Удельные капиталовложения в АЭС с БН в настоящее время значительно (1,5—2 раза) превышают удельные капиталовложения в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Сдерживающее влияние на развитие БН оказывает также пока благополучное положение в мире с ресурсами относительно дешевого урана.