реактор-размножитель

РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛЬ (бридер) - ядерный реактор, особенностью к-рого является способность к расширенному воспроизводству (размножению) делящихся ядер (ядерного горючего). Воспроизводство ядерного горючего в реакторах осуществляется за счёт поглощения части нейтронов в реакторе т. н. ядерным сырьём ²³⁸U, ²³²Th (радиационный захват нейтронов) и образования при этом искусств. ядерного горючего - ядер ²³⁹Pu, ²³³U:

Проблема воспроизводства важна, для энергетич. реакторов, в первую очередь для атомных электростанций (АЭС). Наиб. важен уран-плутониевый цикл, в к-ром сырьём служит ²³⁸U, а выгорает и вновь образуется ²³⁹Рu. Если в реакторе используется уран, обогащённый изотопом ²³³U, то вместо выгорающего ²³⁵U образуется ²³⁹Рu. Такой т. н. конверсионный цикл может служить лишь нач. стадией перехода к основному уран-плутониевому циклу в Р--р.

Коэф. воспроизводства К наз. отношение кол-ва вновь образовавшегося горючего к кол-ву выгоревшего за то же время. Расширенное воспроизводство имеет место, когда К > 1. В уран-плутониевом цикле кроме ²³⁹Рu образуются (за счёт последоват. поглощения нейтронов) ядра ²⁴⁰Рu, ²⁴¹Pu, ²⁴²Pu. Эти ядра также претерпевают деление, размножают нейтроны и могут вносить вклад в мощность Р--р. После неск. лет работы в Р--р. устанавливается постоянный (асимптотич.) состав основных делящихся ядер (не зависящий от исходного), в к-ром содержится 65-75% ²³⁹Рu, остальное приходится на высшие изотопы Рu. Постоянство состава делает возможным и целесообразным определение коэф. воспроизводства К для такого ядерного горючего.

Величина К определяется относит. кол-вом нейтронов, поглощающихся в ядерном сырье. Это кол-во зависит от ядерных свойств всех материалов, находящихся в реакторе. Оно обусловлено необходимостью обеспечить протекание ядерной цепной реакции деления.

Формула баланса имеет вид

Здесь - ср. кол-во вторичных нейтронов, приходящихся на один акт деления ядра Ри (усреднённое по всем 4 его изотопам со статистич. весом, пропорциональным вероятности их деления); a - отношение сечения радиац. захвата нейтрона к сечению деления Рu (с тем же усреднением); v₈ - ср. кол-во вторичных нейтронов на 1 акт деления ядра ²³⁸U; e - доля актов деления ядер ²³⁸U на один акт деления Рu; d - потери нейтронов в результате захвата в неделящихся материалах и утечки наружу на один акт деления Рu. Существуют и др. способы определения К, относящиеся только к ²³⁹Pu и по-разному учитывающие взаимодействие нейтронов с материалами.

Величина К зависит от энергии нейтронов. С увеличением энергии от тепловой области к быстрой уменьшаются a и d и растёт e. В результате, если для реакторов на тепловых нейтронах для ²³⁹Рu К < 1, то для реакторов на быстрых нейтронах К > 1 (К = 1, 2 - 1,6). Т. о., в быстрых реакторах имеет место расширенное воспроизводство ²³⁹Рu. Термин "быстрый реактор" по существу - синоним Р--р.

Расширенное воспроизводство ²³³U с К, немного превышающим 1, возможно и в тепловых реакторах. Для получения необходимого кол-ва ²³³U реактор должен начать работу на ²³⁵U или ²³⁹Рu.

Устройство и особенности. В тепловыделяю-щих элементах (ТВЭЛах) Р--р. в качестве топлива обычно используется керамич. смесь РuO₂ - UO₂. иногда др. прочные хим. соединения пли смесь Рu и U в виде металлов. Оболочкой ТВЭЛа служит тонкостенная трубка диам. 6-8 мм. В цилиндрич. активной зоне (объём неск. м³) размещаются (2-5)·10⁴ ТВЭЛов. Группы ТВЭЛов (100-200) собираются в т. н. тепловыделяющие сборки (ТВС). Быстрые нейтроны обладают большой проникающей способностью, и поэтому заметное их кол-во покидает активную зону. Для утилизации этих нейтронов в отражателе реактора помещается ²³⁸U (UO₂), в к-ром, как и в активной зоне, происходит накопление Ри. Такой отражатель наз. экраном или бланкетом.

В Р--р. отсутствуют вещества-замедлители нейтронов (упругое рассеяние). Однако нек-рое замедление нейтронов всё же происходит за счёт гл. обр. неупругого рассеяния. Поэтому энергетич. спектр нейтронов несколько мягче спектра нейтронного деления (неск. сотен кэВ вместо 2 МэВ).

Особенности Р--р. определяются взаимодействием быстрых нейтронов с материалами активной зоны. Сечения деления для быстрых нейтронов существенно ниже (на 2 порядка), чем для тепловых. В результате критическая масса значительно больше, чем для тепловых реакторов (в тех же размерах). Чтобы снизить уд. затраты на ядерное горючее, "замороженное" в критич. массе, необходимы высокие плотности тепловыделения (~1000 кВт/л). Для столь интенсивного отвода тепла из реактора в качестве теплоносителя применяется жидкий Na (вода исключается, т. к. является замедлителем нейтронов). Недостаток Na - высокая хим. активность при взаимодействии с водой или кислородом воздуха, что может негативно проявляться при аварийных ситуациях.

Отношение сечения деления Ри к сечению радиац. захвата ²³⁸U для быстрых нейтронов намного меньше, чем для тепловых. Поэтому для обеспечения критич. режима необходимо увеличивать концентрацию Ри в смеси Рu - U до 16-30% (в тепловых ~ 2-3%). Время жизни нейтронов в Р--р. (время между двумя последоват. циклами деления) порядка 10^-7 -10^-8 с (в тепловых реакторах на неск. порядков больше).

Рис. 1. Петлевая (а) и интегральная (б) схемы размещения оборудования.

Особенностью Р--р. является трёхконтурная схема: Na первичного контура передаёт тепло из реактора в теплообменнике натрию второго контура. Последний же в парогенераторе нагревает воду третьего контура, к-рая превращается в пар и поступает на турбину. При этом исключается опасность попадания воды в активную зону, что может вызвать нежелат. изменение реактивности. Исключается также возможность взаимодействия воды с радиоактивным Na (первичного контура) с последующим выходом радиоактивности наружу.

Существуют 2 варианта компоновки АЭС: петлевой и интегральный (рис. 1). В петлевом варианте все натриевые контуры размещаются в изолир. боксах, заполненных воздухом или инертным газом. В интегральном варианте все элементы первичного контура (насосы, теплообменники, трубопроводы и сам реактор) помещаются в бак, заполненный Na, к-рый также участвует в циркуляции по первичному контуру.

Первый отечеств. пром. Р--р. БН-350 (АЭС в г. Шевченко) двухцелевого назначения (энергетика и опреснение морской воды) тепловой мощностью 750 МВт выполнен в петлевом варианте; реактор БН-600 (Свердловская обл.) электрич. мощностью 600 МВт имеет интегральную компоновку. Пром. Р--р. работают также во Франции и Великобритании. Сооружается отечественный Р--р. мощностью 800 МВт (БН-800); его характеристики см. в табл.

Характеристики БН-800
Мощность электрическая, МВт	800
Кпд цикла, %	40
Температура Na на выходе из реактора, °C	550
Температура пара, °С	490
Давление пара, МПа	14
Размер бака первичного контура (диаметр/высота), м	13/13
Размер активной зоны (диаметр/высота), м	2,5/1
Топливо	РuO2-UО2
Критическая масса Рu, т	2,5
К	1,3

Топливный цикл. Глубина выгорания топлива (отношение кол-ва выгоревшего топлива к нач. кол-ву Рu и U в ТВЭЛах) и соответственно длительность работы ТВС (тепловыделяющей системы) на номинальной мощности ограничены неск. факторами: опасностью выхода из строя ТВЭЛов в результате корроз. воздействия на оболочку накапливающихся продуктов деления; угрозой недопустимой деформации ТВС при длит. воздействии интенсивных потоков быстрых нейтронов (т. н. ва-кансионное распухание стали); повышением давления внутри ТВЭЛа из-за накопления газообразных осколков.

Достигнутая ср. глубина выгорания в БН-600 порядка 4%. Это соответствует длительности (кампании) ~ 1,5 лет. Отработавшие ТВС извлекаются для регенерации и последующего возвращения топлива в реактор. Схема круговорота топлива (топливного цик-ла) представлена на рис. 2. Выдержка отработавшего топлива (в спец. хранилищах) требуется для спада радиоактивности (и соответственно тепловыделения) до уровня, при к-ром не возникает особых затруднений при регенерации. Время выдержки3 лет.

Регенерация состоит из хим. переработки, при к-рой происходит очистка от осколков, и изготовления ТВС. Несмотря на предварит. выдержку, радиоактивность топлива остаётся высокой, что требует дистанц. производства в хорошо защищённых (тяжёлых) боксах или каньонах. Изготовление ТВС также дистанционно из-за токсичности Рu, заметной g-активности ²⁴¹Рu и др. высших изотопов и частично из-за нейтронной активности. Образующийся излишек горючего направляется в новые Р. -р.

Рис. 2. Топливный цикл.

Темп воспроизводства ядерного горючего l приближённо равен отношению кол-ва наработанного за 1 год в реакторе излишка горючего к его общему кол-ву, занятому во всём топливном цикле. Он определяется ф-лой

Здесь K* - техн. коэф. воспроизводства, учитывающий технол. потери горючего, а также потери нейтронов, связанные с захватом осколками; М_а - уд. критич. загрузка горючего (кг), отнесённая к тепловой мощности реактора 1000 МВт; f - коэф. нагрузки реактора; t_a и t_b - длительности работы ТВС и внешнего цикла. Иногда вместо l для характеристики роста мощности употребляется т. н. время удвоения, равное 0,7/l; для оксидов l2,5%, для металлов l5,0%. Значение и перспективы. Р--р. позволяют использовать в качестве ядерного горючего (путём превращения U в Рu) практически весь добываемый уран. Тем самым сырьевая база ядерной энергетики увеличивается, по крайней мере, в неск. десятков раз. В Р--р. может быть полностью использован и Th, превращенный в ²³³U. В техн. и технол. плане Р--р. разработаны достаточно хорошо. В экономич. отношении они пока уступают тепловым реакторам. Топливная составляющая стоимости электроэнергии для Р--р. зависит от затрат на регенерацию топлива. Для тепловых реакторов эта стоимость определяется затратами на добычу природного урана. Однако в дальнейшем, в связи с увеличением затрат на добычу урана (по мере истощения осн. месторождений), совершенствованием и упрощением конструкции Р--р. станут более предпочтительными.

Лит.: Лейпунский А. И., Состояние и перспективы развития быстрых реакторов, "Атом, энергия", 19/0, т. 28, в. 4. с 297; Усынин Г. Б., Кусмарцев Е. В., Реакторы на. быстрых нейтронах, М., 1985; Казачковский О. Д., Реакторы на быстрых нейтронах - взгляд в будущее, "Атом, энергия", 1987, т. 63, в. 5, с. 299. О. Д. Казачковспии.

   <<      Предметный указатель      >>