Реакторы на быстрых нейтронах в нашей стране начали разрабатываться с 1949 г., когда ученый А. И. Лейпунский высказал идею о возможности расширенного воспроизводства топлива. В таких реакторах должно находиться топливо 235U, 233U, 239Pu. вносящее основной вклад а баланс нейтронов и материал воспроизводства (238U, 232Th), используемый для получения вторичного топлива (239Pu, 233U). Воспроизводящий материал можно размещать внутри активной зоны, разбавляя ее, или снаружи, окружая активную зону и образуя так называемую зону воспроизводства. В действующих в настоящее время реакторах в основном использован второй вариант размещения топлива и воспроизводящего материала.
Высокая энергонапряженность активной зоны реактора и достаточно высокая температура теплоносителя требует использования в реакторах на быстрых нейтронах высокотемпературного топлива. Используется окисное топливо. Определенные преимущества могут дать карбиды и нитриды урана и плутония, металлическое топливо с легирующими добавками, повышающими его радиационную и температурную стойкость.
Один из центральных моментов, в значительной степени определяющих конструкцию реакторов на быстрых нейтронах, — выбор теплоносителя. Теплоноситель реактора на быстрых нейтронах должен слабо замедлять нейтроны, иметь малую наведенную активность, быть радиациейно-стойким. Кроме того, он должен удовлетворять таким теплофизическим свойствам, как высокая теплоемкость и теплопроводность, умеренная вязкость, высокая температура кипения при атмосферном давлении. термостойкость. Теплоноситель должен быть совместим с конструкционными материалами, топливом, рабочим телом системы электрогенерирования.
На первых этапах разработки реакторов на быстрых нейтронах были исключены из числа возможных теплоносителей водяной пар и углекислый газ, ртуть и литий, калий и эвтектика натрий — калий и выбраны натрий, гелий.
Во всех действующих в настоящее время реакторах на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя используется жидкий натрий. Благодаря сравнительно высокой плотности и хорошей теплопроводности он имеет высокий коэффициент теплоотдачи и с этой точки зрения является весьма подходящим теплоносителем для высоконапряженных реакторов. Натрий сравнительно слабо рассеивает нейтроны. Температура его плавления составляет 97.3 0С. Нe требуется повышенного давления при высоких температурах жидкого натрия.
Однако натрий проявляет высокую химическую активность в контакте с кислородом воздуха и технология обращения с ним существенно усложняется. При попадании воды в натрий или наоборот идет бурная химическая реакция, вплоть до взрыва. Поэтому для безопасности на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем предусмотрена трехконтурная схема отвода тепла. Во втором, промежуточном контуре, также как и в первом, циркулирует натрий, который передает тепло от первичного теплоносителя в промежуточных теплообменниках рабочему телу третьего контура в парогенераторах. Это усложняет схему и увеличивает стоимость установки, ко повышает надежность системы, т. к. исключает контакт радиоактивного натрия с водой.
Дополнительные затраты с соответствующим усложнением оборудования необходимы для предотвращения "замораживания" натрия при заполнении петель или выключение их на длительное время. Для этого в корпусах и трубопроводах предусмотрены двойные стенки с возможностью прокачки горячего газа, а задвижки и другая фасонная арматура снабжены наружным электрообогревом.
47. Нейтронный цикл в реакторе на тепловых нейтронах.
Активная зона реакторных и тепловых нейтронов состоит из слабого обогащенного топлива по 235U;
- замедлителя нейтронов;
- теплоносителя (для отбора тепла от топлива);
- конструкционный материал;
- система регулирования, состоящая из регулирующих стержней и специально вводимых в теплоноситель поглотителей нейтронов.
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.