Реактор на быстрых нейтронах БН

Тяжеловодный реактор

Тяжеловодный ядерный реактор (Pressurised Heavy WaterReactor (PHWR)) —в качестве теплоносителя и замедлителя использует D₂O — тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем протий (555 мкб и 332 мб соответственно), в таких реакторах лучше нейтронный баланс, что позволяет использовать менее обогащённый или даже природный уран. «Лишние» нейтроны можно использовать и для наработки изотопов.

В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается бо́льшей ценой энергоблока и теплоносителя. П

Самым известным реактором такого типа является канадсикйCANDU (CANadaDeuteriumUranium).В отличие от большинства водо-водяных реакторов, CANDU – канальный реактор, это позволяет заменять использованное топливо свежим, не останавливая реактор.

Всего в мире действуют 47 энергетических тяжеловодных реактора.

Важное значение в РФ и других странах придается разработке и использованию в ядерной энергетике реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, имеющих высокий коэффициент конверсии ²³⁸U→²³⁹Pu или ²³²Th→²³³U. В таких реакторах могут быть созданы условия для расширенного воспроизводства ядерного топлива. Для поддержания цепной реакции используются нейтроны с энергией больше 0,1 МэВ.

В активную зоны и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжелые материалы. Замедляющие ядра вводят в АЗ в составе ядерного топлива (карбид урана UC, диоксидPuO₂ и др.) и теплоносителя. Концентрация замедлителя в АЗ должна быть минимальной, так как легкие ядра эффективно замедляют нейтроны. В результате неупругих столкновений нейтроны деления успевают замедлиться лишь до энергий 0,1-0,4 МэВ.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах (²³⁸U, ²³²Th) возвращает в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ, а более холодные нейтроны по реакции радиационного захвата расходуются на получение делящихся ядер ²³⁹Pu и ²³³U.

Среди различных вариантов наиболее перспективным считается реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. В СССР он получил сокращенное название – быстрый натриевый (БН), его аналог за рубежом LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor). Использование натрия в качестве теплоносителя обусловлено уникально широким интервалом между температурами плавления (371 ^оС) и кипения (1156 ⁰С), высокая удельная теплоемкость и теплопроводность, малое сечение захвата быстрых нейтронов, низкая стоимость. Эти свойства позволяют осуществлять охлаждение активной зоны при относительно высокой температуре (500-550 ⁰С на выходе изАЗ), очень низком рабочем давлении (0,6-1 МПа), умеренных скоростях теплоносителя в активной зоне (2-5 м/с) и малой мощности, требуемой на его прокачку по первому контуру.

Основной недостаток натрия как теплоносителя – его высокая химическая активность: он горит на воздухе, энергично взаимодействует с водой, при этом выделяется водород, который взрывоопасен. Горячий натрий при утечке может взаимодействовать с компонентами бетона также с выделением водорода.

Циркулируя через активную зону, натрий становится радиоактивным за счет активации нейтронами (образуются ²²Na с Т _­1/2 = 2,6 годаи ²⁴Na с Т _­1/2 = 15 ч). В результате активность первого контура реактора остается высокой в течение длительного времени после остановки реактора. Требуется более 4 сут(на распад ²⁴Na) после остановки реактора, прежде чем персонал сможет находиться вблизи.Кроме того, теплоноситель загрязняется за счет активированных продуктов коррозии и протечек продуктов деления из ТВЭЛов, потерявших герметичность. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой при возможных нарушениях нормального режима работы теплообменника, в реакторах типа БН применяется трехконтурная система теплоотвода (рис.). В промежуточном контуре с натриевым теплоносителем создается более высокое давление, чем в первом, чтобы предотвратить протечку радиоактивного теплоносителя из первого контура через возможные дефекты в теплообменнике.

Первая промышленная АЭС с реактором БН-350 была построена в СССР в 1973 г. в г. Шевченко. Она вырабатывает электроэнергию 125 МВт (эл.) и пресную воду 85 т.п.в./сутки. В 1979 г. на Белоярской АЭС введен в строй БН-600 мощностью 600 МВт (эл.).

Теперь в мире осталась единственная страна с действующим быстрым энергетическим реактором — это Россия и реактор БН-600.

Дата добавления: 2014-11-16