Ядерные реакторы. 
Радиохимия в 2 т. Т.2 прикладная радиохимия и радиационная безопасность

Запасенную ядерную энергию можно конвертировать в тепловую и затем в электрическую в процессах радиоактивного распада, аннигиляции вещества с антивеществом, вядсрных реакциях деления тяжелых ядер (под действием тепловых и (или) быстрых нейтронов) или в ядерных реакциях синтеза легких ядер (в первую очередь — изотопов водорода). Однако в настоящее время на практике реализован только один класс ядерных процессов — деление ядер тяжелых элементов иод действием нейтронов.

В данной главе рассмотрены основные способы утилизации ядерной энергии в реакторах, основанных на цепной реакции деления ядер.

Дадим некоторые определения.

Ядерный (атомный) реактор — устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяс. я цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов, сопровождающаяся выделением энергии. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3−10¹⁶ актов деления в 1 с.

Активная зона ядерного реактора — это часть его объема, в которой конструктивно организованы условия для осуществления непрерывной самоподдерживающейся цепной реакции деления ядерного топлива и сбалансированного отвода генерируемого в нем тепла.

Тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ) — конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В ТВЭЛах происходит деление тяжелых ядер ²³⁵U, ²³⁹Pu или ²³³U, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передается теплоносителю. ТВЭЛы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей. Тип ТВЭЛа определяется типом и назначением реактора, параметрами теплоносителя. ТВЭЛ должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю.

Тепловыделяющая сборка (ТВС) — изделие, содержащее ядерные материалы и предназначенное для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за смет осуществления контролируемой ядерной реакции.

Топливо — обычно таблетки оксида урана, помещаемые внутри тонких трубок — тепловыделяющих элементов, собранных в тепловыделяющие сборки, которыми заполняется активная зона реактора.

Вторичное ядерное топливо — ²³⁹Ри и ²³³U, образующиеся в ядерпых реакторах соответственно из урана ²³⁸U и ²³²Th при поглощении нейтронов. Вторичное ядерное топливо является перспективным источником ядерной энергии.

Делящийся нуклид — это нуклид, который способен делиться под действием нейтронов с любой кинетической энергией, в том числе с энергией, равной нулю (²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu).

Воспроизводящий (сырьевой) нуклид — это нуклид, способный прямо или косвенно превращаться в делящийся нуклид за счет захвата нейтронов (²³⁸U и ²³²ТЬ).

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) — извлеченные из активной зоны тепловыделяющие элементы или тепловыделяющие сборки энергетических, транспортных или научноисследовательских ядерных реакторов.

Замедлитель нейтронов — вещество, используемое для уменьшения энергии нейтронов в ядерных реакторах. Хорошие замедлители нейтронов — графит, обычная и тяжелая вода, соединения бериллия.

Реактивность р ядерного реактора — величина, характеризующая динамику цепной реакции в активной зоне ядерного реактора. Реактивность выражается через коэффициент размножения нейтронов р = (k — l)/k. Понятие реактивности широко используется при описании некритических состояний реакторов. Поскольку к обычно мало отличается от единицы, реактивность р ~ k — 1 показывает превышение k над единицей. В критическом реакторе реактивность р = 0, в надкритическом она положительна, в нодкритическом — отрицательна. Если какое-либо явление приводит к снижению коэффициента размножения, то говорят, что оно порождает отрицательную реактивность. Если в результате некоторого процесса k увеличивается, эффект сопровождается появлением положительной реактивности.

Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов последующего поколения к числу нейтронов в предшествующем поколении во всем объеме размножающей нейтронной среды {активной зоны ядерного реактора). Коэффициент размножения в бесконечной среде.

где р — коэффициент размножения па быстрых нейтронах; Ф — вероятность избежать резонансного захвата; 0 — коэффициент использования тепловых нейтронов; р — выход нейтронов на одно поглощение.

В настоящее время основной промышленный способ использования ядерной энергии в мирных целях основан на цепной самоподдерживающейся реакции деления некоторых изотопов урана или плутония под действием нейтронов.

Реакторы различаются используемым топливом (твердым, жидким или газообразным), замедлителем и теплоносителями. Существуют реакторы па быстрых и па тепловых нейтронах, гомогенные и гетерогенные реакторы, реакторы с кипящей водой или некипящей водой, реакторы уранового, плутониевого или ториевого цикла, реакторы-размножители (бридеры) и др.

По назначению различают:

• • исследовательские ядерные реакторы (осуществляется измерение ядерно-физических характеристик);
• • промышленные ядерные реакторы (используются для производства оружейного ²³³U, ²³⁹Pu, ³Н и различных коммерческих изотопов);
• • облучательные ядерные реакторы (предназначены для обработки материалов нейтронами или у-излучением в целях улучшения их свойств);
• • хемоядерные реакторы, использующие излучение для ускорения химических реакций;
• • реакторы — источники нейтронов для активационного анализа состава материалов;
• • реакторы для биомедицинских целей и обработки пищевых продуктов;
• • импульсные реакторы-гамма-лазеры, в которых энергия излучения, включая энергию осколков деления, используется для накачки энергии в активное вещество лазеров.

Техническая классификация проводится по таким признакам, как:

• • вид теплоносителя и замедлителя (тепловые ядерные реакторы с легководным, тяжеловодным или графитовым замедлителем, реакторы на быстрых нейтронах с натриевым или гелиевым теплоносителем, реакторы с органическим теплоносителем и замедлителем);
• • агрегатное состояние водного теплоносителя (водо-водяные реакторы с водой под давлением, газовые реакторы, пароохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах);
• • элемент, в котором создается давление теплоносителя (корпусные, канальные, канально-корпусные ядерные реакторы);
• • число контуров теплоносителя (одноконтурные, двуконтурные и трехконтурные);
• • структура и форма активной зоны (гетерогенные и гомогенные ядерные реакторы с активными зонами в форме цилиндра или сферы);
• • время действия (ядерные реакторы непрерывного действия или импульсные).

К энергетическим реакторам относятся также: судовые реакторы; реакторы ядерных ракетных двигателей; двухцелевые электроэнергетические реакторы-размножители, вырабатывающие тепловую энергию и ядерные материалы, которые могут быть использованы для производства нового ядерного топлива; термоэмиссионные реакторы-преобразователи космических установок.

Ядерное горючее в реакторах может быть распределено в активной зоне гомогенно или гетерогенно, поэтому реакторы принято делить на гетерогенные и гомогенные.

Гомогенный ядерный реактор — это реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную размножающую среду (однородную смесь). В таком реакторе топливо и замедлитель находятся либо в растворе, либо в достаточно равномерной смеси, либо пространственно разделены, но так, что разница в потоках нейтронов любых энергий в них несущественна.

В активной зоне гомогенных реакторов используется однородная жидкость, содержащая делящийся изотоп урана, которая закачивается в сосуд, работающий под давлением. Ядерное горючее находится в активной зоне реактора в виде гомогенной смеси, представляющей собой раствор или расплав соединений урана. Тепло, выделяемое в активной зоне, отводится теплоносителем, движущимся по трубам через активную зону, либо смесь горючего с замедлителем сама служит теплоносителем, циркулирующим через теплообменники.

Гомогенное ядерное горючее может представлять собой водные растворы солей урана и плутония, расплавы солей или металлов (например, сплавы U, Pu, Th с Pb, Bi, Sn и пр.). Например, расплав может иметь состав LiF-BeF₂-ZrF₄-UF₄, а замедлителем служит графит. Известны варианты гомогенных реакторов на газообразном топливе, представляющем собой взвесь урановой ныли в газе, иногда используют взвесь частиц оксида урана в водном растворе.

Гомогенные реакторы на расплавах солей перспективны из-за возможности сжигания в них высокоактивных и долгоживущих отходов переработки ОЯТ.

Гетерогенный ядерный реактор — это реактор, в котором ядерное горючее конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны. Основной признак гетерогенного реактора — наличие тепловыделяющих элементов, которые могут иметь различную форму (стержни, пластины и т. д.), по всегда существует четкая граница между горючим, замедлителем и теплоносителем.

В активной зоне гетерогенного реактора топливная композиция отделена от замедлителя. Это сделано для изоляции топливной композиции от замедлителя и омывающего ее теплоносителя для предотвращения выноса из ТВЭЛа и распространения радиоактивности по всему реактору и первому контуру. Основным конструктивным элементом гетерогенной структуры активной зоны энергетических реакторов является тепловыделяющий элемент — объем топливной композиции определенной формы, заключенной в тонкостенную герметичную оболочку из металла. Толщина оболочки ТВЭЛ выбирается такой, чтобы исключить проникновение радиоактивных продуктов деления из топливной композиции внутри ТВЭЛа в охлаждающий его снаружи теплоноситель.

ТВЭЛы объединяются в тепловыделяющие сборки. Каждая ТВС представляет собой некоторое определенное количество ТВЭЛов, расположенных на равных расстояниях друг от друга, что предотвращает их взаимное касание (грозящее локальным перегревом) и способствует равномерному омыванию всех ТВЭЛов теплоносителем. Пучок ТВЭЛов надежно скрепляется, образуя единый конструктивный узел с головкой (ТВС), за которую его удобно захватывать посредством разгрузочнозагрузочной машины при выгрузке его из активной зоны или загрузки в нее.

В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы на тепловых нейтронах (тепловые реакторы) делятся на графитовые, легководные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы подразделяются на легководные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители в реакторе могут быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель внутри реактора не кипит, а во втором — кипит. Реакторы, в активной зоне которых температура жидкого теплоносителя ниже температуры кипения, называются реакторами с водой под давлением, а реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя — кипящими.

Тепловой реактор может работать на природном уране, если замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать уран, обогащенный по изотопу ²³⁵U. От степени обогащения топлива зависят критические размеры реактора: чем выше степень обогащения, тем они меньше. Существенным недостатком реакторов на тепловых нейтронах является потеря медленных нейтронов в результате их захвата замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов необходимо использовать вещества с малыми сечениями захвата нейтронов.

По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на канальные и корпусные.

В канальных реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал. Давление воды не слишком велико, вода кипит, и пар образуется непосредственно в реакторе. Сложный и дорогой парогенератор не требуется. Примером такого реактора является реактор большой мощности канальный (РБМК), схема которого представлена на рис. 4.1.

Ядерные реакторы, использующие в качестве теплоносителя воду, делятся на два типа — двухконтурные (например, водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР)) и одноконтурные (РБМК). Если контуры теплоносителя и рабочего тела совмещены, то АЭС называется одноконтурной, если же они разделены, то двухконтурной.

Реактор большой мощности канальный (РБМК) — одноконтурный энергетический реактор с кипением теплоносителя в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины. Разработан на основе промышленных уран-графитовых реакторов. Это кипящий реактор на тепловых нейтронах, в кото;

Рис. 4.1. Реактор РБМК

ром замедлителем являетея графит, а теплоносителем (и дополнительным замедлителем) — обычная вода (легководный реактор). Топливом является слегка обогащенный изотопом ²³⁵U уран (в виде оксида).

РБМК состоит из цилиндрической графитовой кладки замедлителя, размещаемой в бетонной шахте, через которую проходят длинные (7 м) вертикальные напорные трубы (каналы), проходящие через графитовый замедлитель, каналы для органов регулирования и технологические каналы с урановым топливом. Проходя через технологические каналы, вода сначала подогревается, а затем частично испаряется. В активной зоне вода кипит при 290 °C (пар образуется непосредственно в реакторе). Температура теплоносителя на выходе реактора 284 °C, давление 6,38 МПа (~ 64 атм). Пароводяная смесь по индивидуальным трубопроводам направляется в барабан-сепаратор, где пар осушается, а затем транспортируется в турбину. Конденсат пара смешивается с теплоносителем из барабана-сепаратора и циркуляционным насосом возвращается в реактор.

Ядерным топливом служит керамический диоксид урана (²³⁵U, обогащенный до 2%) в виде таблеток диаметром 11,5 мм и высотой 1,5 см, запрессованных в ТВЭЛы — трубки из циркалоя (сплав на основе циркония) с наружным диаметром 13,6 мм с толщиной стенок 0,9 мм. ТВЭЛы в количестве 18.

смонтированы в одну общую ТВС. Сборка может опускаться и выниматься из активной зоны реактора.

Особенностью РБМК является возможность выгрузки выгоревшего топлива без остановки реактора. Загрузка топлива в реактор осуществляется с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ). При перезагрузке канала РЗМ герметично соединяется с верхней частью канала, в ней создается такое же давление, как и в канале. Отработанная ТВС извлекается РЗМ, свежая ТВС устанавливается в канал.

Основной недостаток реактора — положительный паровой коэффициент реактивности.

Поскольку реактор является мощным источником ионизирующего излучения, представляющего опасность как для персонала, так и для оборудования, он снабжен защитой, которая снижает поток излучения до приемлемого уровня и делает возможной нормальную эксплуатацию всей установки в целом.

Первоначально проект РБМК был разработан на электрическую мощность 1000 МВт, чему при выбранных параметрах соответствовала тепловая мощность реактора 3200 МВт. Путем интенсификации теплообмена удалось увеличить предельно допустимую мощность канала в 1,5 раза до 4500 кВт.

В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. И замедлителем, и теплоносителем является вода. Вода находится под высоким давлением и не кипит, пар образуется вне реактора в парогенераторе. Примером такого реактора является водо-водяной энергетический реактор, схема которого представлена на рис. 4.2.

Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) — гетерогенныйу корпусной реактор на тепловых нейтронах, с обычной {легкой) водой (под давлением) в качестве теплоносителя, замедлителя и отражателя нейтронов.

Особенностью АЭС с ВВЭР является наличие двух контуров теплообмена. В первичном контуре некипящая вода под большим давлением (160 атм при Т = 325°С) прокачивается через активную зону реактора. Во вторичном контуре вода образует пар, вращающий турбину. В активной зоне вертикально устанавливаются топливные сборки, каждая с 200—300 ТВЭЛами. В парогенераторах тепло передается воде второго контура, которая превращается в пар, подаваемый иод давлением 60 атм на турбины. Первый контур пол;

Рис. 4.2. Устройство реактора ВВЭР-1000:

1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС), регулирующие стержни ностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Электрическая мощность энергоблоков 1200 МВт, тепловая мощность 3000 МВт.

ВВЭР работает на оксидном урановом топливе (обогащение 1,6—5%). В ТВЭЛ помещены таблетки 1Ю₂ с плотностью 10,4 г/см³, с наружным диаметром 7,57 мм и высотой 20 мм. В середине таблетки имеется отверстие диаметром 1,2 мм, края скошены фасками. Общая длина столба таблеток — 3530 мм, они занимают 70% пространства внутри ТВЭЛа, остальное пространство заполняют газы. Материалом оболочки служит циркониевый сплав с 1% Nb, 1 — 1,5% Sn и 0,3—0,5% Fe.

Помимо чисто энергетических реакторов существуют промышленные реакторы, осуществляющие как производство оружейных радионуклидов, так и вырабатывающие тепло и электричество.

Промышленный реактор — ядериый реактор, предназначенный для промышленного производства в полях нейтронного и у-излучения новых материалов, включая радиоактивные изотопы, или используемый в качестве источника ионизирующих излучений для облучения материалов и изделий. Промытленный (военный) реактор предназначен для производства делящихся материалов (²³³U и ²³⁹Ри) и трития в промышленном масштабе.

Первыми промышленными реакторами были канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямым проточным водным охлаждением, работающие на природном металлическом уране при сравнительно низких температурах (промышленный уран-графитовый реактор (ПУГР)). Они были предназначены для наработки оружейного плутония (²³⁹Ри). Особенностью промышленного реактора является возможность удаления облученного материала (металлического урана) без остановки реактора. Такие реакторы предназначены для работы на высоком уровне мощности в течение длительного периода.

К промышленным реакторам предъявляются следующие требования: 1) большой коэффициент воспроизводства делящегося материала; 2) высокая энергонапряженность; 3) короткое время удвоения плутония.

Типичным примером ПУГРа является реактор АДЭ.

Атомный реактор двойного назначения, энергетический (АДЭ) — двухцелевой (наработка оружейного плутония и получение электроэнергии) энергетический промышленный уран-графитовый реактор.

В СССР реакторы АДЭ-2, ЛДЭ-4 и АДЭ-5 вместе нарабатывали в год до 1500 кг плутония.

Конструктивно активная зона ПУГР представляет собой цилиндр, набранный из блоков графита. Графитовая кладка пронизана системой сквозных вертикальных отверстий, расположенных по узлам прямоугольной сетки с определенными интервалами. В этих отверстиях размещены трубы, объединенные в верхней и нижней области коллекторами, соединенными с водоводами. Некоторые вертикальные трубы предназначены для размещения в них датчиков средств контроля, рабочих органов систем управления и защиты реактора. Технологические каналы служат для размещения топливных элементов. В каждом технологическом канале располагаются несколько десятков ТВЭДов. Тепловая энергия деления снимается потоком охлаждающей воды, движущимся сверху вниз по кольцевому зазору между стенкой трубы и оболочкой ТВЭДов и выходящим, но коллекторам на сброс.

Существуют промышленные реакторы, замедлителями в которых является обычная вода. Примером является реактор «Руслан», пущенный на «ПО Маяк» в 1985 г. Это реактор бассейнового типа, в котором теплоносителем и замедлителем одновременно является обычная вода высокой степени очистки. Отвод тепла осуществляется по двухконтурной схеме. Реактор используется для наработки плутония и радиоактивных изотопов. Работает в режиме кампаний. По окончании каждой кампании производится перегрузка топлива, а в течение кампании делается несколько остановок для перегрузки поглотителей и выполнения ремонтных работ.

Промышленные тяжеловодные реакторы использовались для наработки плутония и трития, а в настоящее время с их помощью производят широкую номенклатуру радиоактивных изотопов, легирование кремния и т. п. В России в настоящее время радиоактивные изотопы получают на реакторе «Людмила» — тяжеловодном реакторе с двухконтурной схемой охлаждения.

В 1943 г. Л. Сцилардом была высказана идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего. Наработку плутония можно осуществлять как на тепловых, так и на реакторах-размножителях. Обычно под реактором-размножителем понимают быстрый реактор, в котором коэффициент конверсии превышает 1 и осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива. В таком реакторе нейтроны, освобождающиеся в процессе деления ядерного топлива (например, ²³⁵U), взаимодействуют с ядрами помещенного в реактор сырьевого материала (например, ²³⁸U), в результате чего образуется вторичное ядерное топливо (²³⁹Ри). В этом случае делящегося материала нарабатывается больше, чем сгорает в реакторе.

В реакторе-размножителе типа бридер воспроизводимое и сжигаемое топливо представляют собой изотопы одного и того же химического элемента (например, сжигается ²³⁵U, воспроизводится ²³³U). В реакторе типа конвертер исходными и конечными являются изотопы разных химических элементов (например, сжигается ²³⁵U, воспроизводится ²³⁹Ри).

Реактор на быстрых нейтронах (БН), или быстрый реактор (БР) — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией более 0,1 МэВ.

Реактор-конвертер — ядерный реактор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым.

Реактор-размножитель (бридер) — ядерный реактор, позволяющий нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора.

Воспроизводство — размножение делящегося вторичного топлива из воспроизводящего материала, т. е. ядерное превращение воспроизводящего материала в делящийся. В ядерном реакторе нейтроны, образующиеся в результате цепной реакции деления, расходуются не только на ее поддержание, но и поглощаются ²³⁸U или ²³²Th с образованием делящихся нуклидов (например, ²³⁹Ри или ²³³U). Вторичным делящимся топливом считают ²³⁹Ри и ²³³U, материалом воспроизводства — ²³⁸U и ²³²Th.

Коэффициент воспроизводства (КВ) — отношение числа ядер образовавшегося топлива к числу ядер выгоревшего делящегося топлива.

Коэффициент конверсии (КК) — отношение числа ядер нового делящегося материала, образующегося в процессе конверсии (воспроизводства), к числу разделившихся ядер исходного делящегося материала. Большинство тепловых реакторов имеет коэффициент конверсии 0,5—0,9. В реакторах-размножителях коэффициент конверсии превышает единицу (1,15−1,30).

Коэффициент конверсии выражает также отношение скорости накопления новых делящихся нуклидов, образующихся при захвате нейтрона воспроизводящими нуклидами, к скорости выгорания делящихся нуклидов.

Большинство тепловых реакторов имеют коэффициент конверсии 0,5—0,9 и поэтому являются потребителями делящихся материалов. Из-за такого низкого значения КК они называются конвертерами. Если КК = 1, то количество делящегося материала в активной зоне в процессе работы реактора не изменяется. Если КК > 1, то в реакторе осуществляется расширенное воспроизводство топлива. Из реакторов на тепловых нейтронах, наибольший КК (0,7—0,8) имеют тяжеловодные реакторы, а также газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем. Легководные водо-водяные реакторы имеют наименьший КК (0,5—0,6).

Коэффициент конверсии называется коэффициентом воспроизводства, если он > 1. Значение КВ 1,15—1,30 может быть достигнуто только в быстрых размножителях, использующих U—Ри топливо. В таких реакторах с U—Рн оксидным топливом, со сталью в качестве конструкционного материала и натриевым теплоносителем, достигается КВ = 1,15—1,30 при среднем значении числа вторичных нейтронов ц ~ 2,4. Доля делений на быстрых нейтронах, т. е. вклад воспроизводящих нуклидов в общий процесс деления, для теплового реактора составляет 0,01—0,03. В активной зоне быстрого бридера доля делений на быстрых нейтронах может достигать значения 0,15.

Схема реактора на быстрых нейтронах в составе АЭС представлена на рис. 4.3. При работе БН происходит интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем ²³⁸U, расположенным вокруг активной зоны. Средняя глубина выгорания уран-плутонивого топлива в быстром реакторе составляет 100—150 МВтсут/кг, т. е. она в 2,5—3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Для достижения этой глубины выгорания требуется высокая радиационная стойкость ТВЭЛов, необходима стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек ТВЭЛов, их совместимость с продуктами деления, устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т. п. Быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением обладают наибольшей внутренней безопасностью.

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжелые материалы. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжелыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ. Сечение деления в быстрой области энергий примерно составляет 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. На каждом акте захвата нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быст;

Рмс. 43. Блок-схема АЭС с реактором на быстрых нейтронах

рых нейтронах можно использовать значительно большую долю нейтронов. Нейтроны, захваченные ядрами ²³⁸U, расходуются на получение делящихся ядер ²³⁹Ри.

В реакторе на быстрых нейтронах в качестве топлива используется 1Ю₂ с большим обогащением по ²³⁵U (17—26%) или смесь U0₂ и Ри0₂. Активная зона окружается зоной воспроизводства (бланкетом), состоящей из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обедненный ²²⁸U или ²³²Th). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо — делящиеся изотопы ²³⁹Ри и ²³³U. Поэтому такой реактор называется размножитель {breeder).

В быстрых реакторах основное число делений вызывается быстрыми нейтронами, причем каждый акт деления сопровождается появлением большого (по сравнению с делением тепловыми нейтронами) числа нейтронов, которые при захвате ядрами ²³⁸U превращает их (посредством двух последовательных рраспадов) в ядра ²³⁹Ри. Обычно на 100 разделившихся ядер горючего (²³⁵U) в быстрых реакторах образуется 150 ядер ²³⁹Ри, способных к делению (коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, т. е. на 1 кг ²³⁵U получается до 1,5 кг ²³⁹Ри).

Достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводства ядерного топлива, т. е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. В бридерах из одного и того же количества урана можно получить в 60 раз больше энергии, чем в обычных реакторах на тепловых нейтронах. Реактор на быстрых нейтронах позволяет использовать как топливо изотопы тяжелых элементов, не способные к делению в реакторах на тепловых нейтронах. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы ²³⁸U и ²³²Th, которых в природе значительно больше, чем ²³⁵U. Может сжигаться и обедненный уран, оставшийся после обогащения ядерного горючего ²³⁵U. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах решается задача самообеспечения ядерной энергетики топливом. Преимущество быстрого реактора — большая степень выгорания топлива (т.е. больший срок кампании), недостатки — дороговизна, конструкционные сложности, высокие капитальные затраты и высокая стоимость высокообогащенного топлива.

Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в 15 раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтромах. Теплосъем в таком реакторе можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например натрия, калия или энергоемких газовых теплоносителей, обладающих наилучшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы.

В связи с большим тепловыделением и чтобы исключить контакт натрия с водой при нарушениях нормального режима теплообмена, схему такого реактора выбирают трехконтурной: в нервом и втором контурах в качестве теплоносителя используется натрий, в третьем — вода и пар. Натрий первого контура охлаждается в промежуточных теплообменниках натрием второго контура. В парогенераторах второго контура натрий передает тепло воде третьего контура, в результате чего вырабатывается пар высокого давления, который направляется в турбину, соединенную с электрогенератором. Из турбины пар поступает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя и парогенератора работают, но замкнутым циклам.

Использование в качестве теплоносителя химически инертного высококипящего расплавленного свинца (или Pb/Bi-эвтектики) позволяет отказаться от трехконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему. Реактор с таким теплоносителем обладает естественной безопасностью: даже в случае разгерметизации свинцового контура и его непосредственного контакта с атмосферой, выбросы токсичности и радиоактивности не потребуют эвакуации населения и отчуждения территории.

Реакторы на быстрых нейтронах создавались для производства оружейного плутония. Сейчас они нашли применение в сфере энергетики, в частности, для обеспечения расширенного воспроизводства делящегося плутония ²³⁹Ри из ²³⁸U с целью сжигания природного и обедненного урана, а также актинидов (оружейного и реакторного плутония, нептуния, америция и кюрия) и отходов рециклинга ОЯТ, что позволяет решить как проблему распространения оружейных нуклидов, так и проблему безопасного обращения с радиоактивными отходами. Этот тип реакторов может работать на плутониевом топливе, произведенном в обычных реакторах, и эксплуатироваться в замкнутом цикле с собственным заводом по переработке отходов.

В России на Белоярской АЭС работает БН-600 — корпусной реактор-размножитель с интегральной компоновкой оборудования на быстрых нейтронах. Электрическая мощность реактора 600 МВт, тепловая — 1470 МВт.

С исторической точки зрения атомные энергетические реакторы можно разделить на четыре поколения. Первое поколение — опытные образцы. Второе поколение —реакторы, созданные до конца 1990;х гг. Примерами являются реакторы ВВЭР-440/213, РБМК-1000. Третье поколение имеет улучшенную топливную технологию, более высокую тепловую эффективность, пассивную систему безопасности и меньшие эксплуатационные расходы. Примеры — ВВЭР-1000 и 1200. Четвертое поколение — разрабатываемые реакторы нового дизайна. Основное их внедрение ожидается после 2030 г. Их преимущества: ядерные отходы остаются радиоактивными в течение нескольких столетий, а не тысячелетий; в 200 раз более высокий энергетический выход от того же самого количества ядерного топлива; способность потреблять ядерные отходы с одновременном производством электричества; повышенный уровень безопасности. Реакторы поколения IV потребляют топливо, полученное из переработанного урана. При этом повышается использование внутренних ресурсов урана и уменьшаются отходы. Повышенный уровень безопасности затрудняет террористические акты, направленные на вывод АЭС из строя, и хищение оружейных материалов. Это поколение отличается высокопроизводительными системами производства электроэнергии, модульным строительством и сокращенными графиком пуска станции.

С точки зрения безопасности основным недостатком современного энергетического ядерного реактора является большой избыток делящегося материала, загружаемого в реактор. Устойчивая работа реактора в критическом режиме обеспечивается специальными стержнями, поглощающими нейтроны, которые в ходе кампании (по мере выгорания делящегося материала) постепенно удаляются из реактора. При этом существует некоторая вероятность развития неконтролируемой цепной реакции, что может привести к тяжелой аварии.

Более безопасной является установка, состоящая из подкритического (неспособного самостоятельно поддерживать цепную реакцию) реактора и некоторого устройства (бустера), обеспечивающего дополнительную подачу нейтронов, необходимых для приведения реактора в критический режим. В случае аварийной ситуации бустер выключается и реактор незамедлительно глохнет. В качестве бустера может использоваться любой источник нейтронов: другой атомный реактор, термоядерный реактор, ускоритель электронов или ионов. Но наиболее перспективным считается ускоритель протонов. Подкритические ядерные реакторы, в которых бустером является ускоритель протонов, обычно называются электроядерны ми системами.

Бустер в реакторосгроении — подкритический реактор (коэффициент размножения нейтронов k < 1), в котором импульс мощности инициируется начальным импульсом нейтронов от внешнего источника, размножение нейтронов в активной зоне гасится при затухании ценной реакции деления после выключения источника.

Электроядерный реактор — атомный реактор, предназначенный для получения энергии и потоков нейтронов, в котором в качестве драйвера используется ускоритель.

Электроядерная система {Accelerator-Driven Systems, ADS — иодкритическая система с внешними источниками нейтронов) — устройство для получения энергии из делящихся ядер элементов, бомбардируемых мощными пучками заряженных частиц (например, протонами).

Достоинством таких реакторов являются:

• • широкая топливная база (например, Pb, Bi, ²³⁸U, Th, Hg, и др.);
• • работа в безопасном (глубокоподкритичном) режиме;
• • легкость регулирования мощности, запуска и остановки реактора;
• • возможность утилизации оружейного плутония и «сжигания» ядерных отходов.

Ожидается, что такие установки, помимо использования в энергетике, найдут применение для утилизации ОЯТ или оружейного плутония, уничтожения трансурановых элементов и некоторых продуктов деления с целью уменьшения количеств радиоактивных отходов перед их окончательным захоронением.