Техника - молодёжи 1979-03, страница 9

ТЕХНИКА ПЯТИЛЕТКИ

дуктами распада и конструкционными материалами или же вообще покидая активную зону. Тщательный анализ всех этих статей расхода показал, что переход от тепловых к быстрым реакторам необычайно выгоден для экономии нейтронов.

Прежде всего количество нейтронов, испускаемых при расщеплении ядерного горючего, зависит не только от вида делящегося материала, но и от того, каким нейтроном вызывается деление — быстрым или медленным. Скажем, ядро урана-235, поглощая тепловой нейтрон и расщепляясь, испускает лишь 2,07 новых нейтрона, а при такой же реакции с быстрым нейтроном — 2,3! Для плутония-239 эти цифры составляют соответственно 2,09 и 2,7, а для ура-на-233 — 2,28 и 2,45. Таким образом, с точки зрения количества нейтронов для теплового реактора лучшее топливо уран-233, а для быстрого — плутоний-239, причем во втором случае, при прочих равных условиях, нейтронов получается на 15—20% больше, чем в первом. Далее, в быстром реакторе, где совершенно нет замедлителя, нет и непроизводительного поглощения нейтронов. Наконец, быстрые нейтроны вообще слабо поглощаются, что чрезвычайно благоприятно сказывается на экономии нейтронов. Но и это еще не все. Уран-238, который вообще не делится на тепловых нейтронах, в быстром реакторе вносит свой вклад в баланс нейтронов, увеличивая их число в 1,1—1,3 раза.

Теоретические расчеты показывали, что в принципе можно получить в небольшом быстром реакторе коэффициент воспроизводства, близкий к 2,5. Это значит, что, сжигая 1 кг плутония, реактор не только полностью восстанавливает его, но и дает дополнительно 1,5 кг нового плутония. Вот почему в нашей стране, где работы по быстрым реакторам начались в 1949 году под руководством академика АН УССР А. Лейпунского, в 1955 году был сооружен такой реактор БР-1. Активная зона этого реактора высотой и диаметром 13 см состояла из плутониевых стержней, весом около 12 кг, в чехлах из нержавеющей стали. При мощности всего 100 Вт БР-1 дал бесценную информацию, подтвердив, что коэффициент воспроизводства в цикле плутоний-239 — уран-238 может приближаться к 2,51 Столь высокое значение коэффициента воспроизводства дало надежную основу для проектирования энергетических реакторов, где ценой снижения этого коэффициента до 1,3—1,5 можно было достичь тех или иных технико-экономических преимуществ.

В тепловых реакторах в качестве теплоносителя часто применяется легкая и тяжелая вода — однако она

неприемлема для быстрых реакторов. Поэтому были изучены теплоносители, мало замедляющие и поглощающие нейтроны: гелий, литий, натрий, ртуть, сплавы: свинец — висмут и натрий — калий. Выбор остановили на натрии. В качестве конструкционного материала выбрали аустенитную нержавеющую сталь. В результате всех этих проработок появился БР-5 — первый в мировой практике быстрый реактор с окис-ным плутониевым топливом и с натриевым охлаждением тепловой мощностью 5 мВт, пущенный в эксплуатацию в 1959 году. Многолетняя эксплуатация этого реактора подтвердила правильность принятых решений и дала основу для проектирования следующих, более крупных и совершенных установок. В 1969 году в Димитровграде начал работать исследовательский реактор на быстрых нейтронах- БОР-бО, тепловой мощностью 60 мВт и электрической — 12 мВт. Спустя четыре года в городе Шевченко на берегу Каспийского моря вступила в строй более мощная установка БН-350, способная развивать электрическую мощность в 350 мВт. Однако в номинальном режиме она снабжает паром три турбогенератора по 50 мВт и опреснительные установки, дающие 120 000 т воды в сутки. В нынешнем году на Урале должен вступить в строй третий блок Белоярской АЭС имени И. В. Курчатова — реактор на быстрых нейтронах БН-600...

Принципиальная схема этой уникальной установки показана на 4-й стр. >бложки. Сердце реактора — цилиндрическая активная зона диаметром 205 и высотой 75 см. Она набрана из 370 топливных сборок, каждая из которых содержит 127 тепловыделяющих элементов диаметром 6,9 мм, наполненных блочками из окиси обогащенного урана. Общая загрузка урана-235 составляет при этом 1260 кг. Вокруг активной зоны расположена зона воспроизводства — сверху и снизу находятся торцевые экраны из брикетов окиси обедненного урана. Боковой зк-ран, охватывающий активную зону по периметру, состоит из пакетов той же формы, что и топливные сборки. Вот только заполнены они окисью обедненного, отвального урана.

Активная зона помещена в заполненный расплавленным натрием цилиндрический корпус с конической верхней и эллиптической нижней частями. Вокруг нее в том же корпусе установлены три насоса первого контура и шесть промежуточных теплообменников. Насосы нагнетают натрий в напорную камеру реактора, находящуюся в нижней части активной зоны. Здесь он распределяется по пакетам активной зоны и зоны

воспроизводства, проходит сквозь них и нагревается с 377° С до 550° С. После этого он попадает в один из шести кожухо-трубчатых промежуточных теплообменников и, стекая в межтрубном пространстве, отдает свое тепло движущемуся в трубках ему навстречу натрию второго контура. Охладившийся натрий первого контура попадает затем в одну из трех сливных камер, соединенных с всасывающей линией одного из трех насосов.

Каждые два промежуточных теплообменника снабжают нагретым натрием одну из трех петель второго контура, в которых также циркулирует жидкий натрий. Прокачиваемый циркуляционными насосами, натрий второго контура в промежуточном теплообменнике нагревается с 322° С до 520° С и поступает в прямоточный парогенератор, в 72 секциях которого испаряет воду и превращает ее в перегретый пар с давлением 140 атм и с температурой 510° С. После этого охладившийся натрий снова направляется во всасывающую линию циркуляционного насоса, а перегретый пар поступает к стандартному турбогенератору мощностью 200 мВт.

В то время как близится к завершению постройка БН-600 на Урале, конструкторы создают более совершенные проекты быстрых реакторов. Например, БН-1600 с электрической мощностью 1600 мВт. Сравнивая советские быстрые реакторы с зарубежными, следует отметить, что они отличаются более высоким коэффициентом воспроизводства. Для этого понадобилось увеличить объемную долю топлива в активной зоне: она составляет 0,465 и 0,444 в БН-350 и БН-600, в то время как в английских, японских, американских, западногерманских и французских быстрых реакторах — 0,35—0,367. В советских реакторах значительно толще и экраны зоны воспроизводства — 40 см по сравнению с 20—30 см. Эти различия объясняются тем, что зарубежные фирмы делают любой ценой, исходя из сиюминутных соображений, получить дешевую электроэнергию, советские же конструкторы прозорливо стремятся максимально экономить нейтроны. В результате время удвоения ядерного топлива в зарубежных реакторах существенно больше. Дальнейшее совершенствование конструкций, поиск более выгодных теплоносителей и видов горючего, позволяющих уменьшить время удвоения топлива, приблизят тот момент, когда быстрые реакторы вовлекут в топливный цикл запасы урана-238 и тория-232 и решат проблему расширенного воспроизводства ядерного горючего.

7