Техника - молодёжи 2005-02, страница 57

Ранние быстрые реакторы, на первый взгляд, мало чем отличались от реакторов на тепловых нейтронах. Активная зона с тепловыделяющими элементами (стержнями); органы регулирования и аварийной остановки реакции; отражатель нейтронов, биологическая защита, включающая водяную зону, бетонную оболочку и чугунную стенку (рис.1). Но быст-

лоемкость и сильный замедлитель нейтронов. В конце концов, остановились на расплавленном натрии: температура плавления 97,7 °С, кипения — 880 °С.

В то время, 55 лет тому назад, выбор «экзотического» натрия казался очень смелым решением. Не было не только промышленного, но и лабораторного опыта по его использованию

Рис.1. Схема ядерного реактора на быстрых нейтронах БР-2 (СССР): 1 — активная зона; 2 — органы регулирования системы управления и аварийной защиты (СУЗ); 3 — отражатель; 4 — канал для вывода пучка нейтронов; 5 — колонна теплообменников; 6 — канал ионизационной камеры; 7 — водяная защита, 8 — бетонная защита; 9 — чугунная защита; 10 — коммуникации первого контура теплообмена

рые нейтроны раньше покидают активную зону и реже успевают прореагировать с ядрами, чем медленные по принципу «тише едешь, дальше будешь». Для того чтобы быстрые нейтроны не вылетали вхолостую за пределы реактора и не терялись, необходимо увеличить количество топлива — критическую массу, при которой самоподдерживается цепная реакция. Вместе с тем увеличиваются размеры реактора. «Тогда давайте увеличим его мощность, — предложил сотрудникам А.И. Лейпунский: Когда количество топлива превышает критическую массу, то за счет создания нестационарной цепной реакции можно развить любую требуемую мощность. Нужно только обеспечить интенсивный теплоотвод из активной зоны». Задача поставлена. Начался поиск. Такой привычный и хорошо освоенный теплоноситель, как обычная вода, не подходил по двум причинам: недостаточная теп

в качестве теплоносителя. Вызывала опасения химическая активность натрия при взаимодействии с водой и кислородом воздуха. Но выбор оказался удачным. Натрий позволил достигнуть высокой плотности тепловыделения — до 1000 кВт на 1 л активной зоны.

Первая промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-350 (мощность 350 МВт) была введена в эксплуатацию в 1973 г., спустя год после смерти научного руководителя А.И. Лейпунского. Работы возглавил будущий академик и лауреат премии «Глобальная энергия» Ф.М. Митен-ков. Эта АЭС на берегу Каспия в г. Шевченко и поныне вырабатывает электроэнергию и опресняет воду для бытовых и технических нужд.

Система теплоотвода реактора БН-350 — трехконтурная. В первом контуре натрий нагревается в реакторе и становится радиоактивным. Через теплообменник он передает

энергию нерадиоактивному натрию второго контура, а тот уже в парогенераторе отдает тепловую энергию воде третьего контура, превращая ее в пар для турбин. Всего в реакторе — пять трехконтурных петель, а общее количество натрия в системе составляет 1000 т.

Опыт работы БН-350 продемонстрировал высокие технические и эксплуатационные качества энергетической установки. Подтвердились хорошие технологические свойства жидкого натрия как теплоносителя и пассивного материала во всем диапазоне температур. На выходе из реактора температура натрия 500 °С, значительно ниже температуры его кипения. Давление жидкого натрия в корпусе реактора и контурах не более 1МПа (10 атм.). Напомним, что в водо-во-дяном реакторе давление кипящей воды в 20 раз больше.

С 1980 г. на Белоярской АЭС (Свердловская область) работает еще более мощный реактор на быстрых нейтронах БН-600 (600 МВт). Как и БН-350 он трехконтурный, но в первом контуре реактор вместе с оборудованием и трубопроводами находится внутри большого бака диаметром около 13 м, заполненного натрием. Такая схема теплоотвода называется интегральной. Общее количество натрия в системе — 1800 т.

Современный ядерный реактор на быстрых нейтронах интегрального типа имеет концентричную компоновку активной зоны, внутренних конструкций и рабочих органов в цилиндрическом корпусе со сферическим днищем (рис. 2). Это французский реактор, запатентованный в России фирмой «ФРАМАТОМ» (патент РФ № 2153708, 2000 г.). Напомним, что во Франции на долю ядерной энергетики приходится 80% всей производимой в стране электроэнергии.

Главный корпус заполнен жидкоте-кучим теплоносителем — натрием, над верхним уровнем которого до плиты перекрытия находится инертный газ аргон. В жидкий металл погружены активная зона, вертикальные, практически по всей высоте корпуса, насосы и промежуточные теплообменники. Последние предназначены для передачи тепловой энергии от ядерного реактора ко второму контуру. Активная зона образована топливными блоками, нижние концы которых вставлены в кольцевую плиту, выполняющую роль демпфирующей подушки и опирающуюся на настил над днищем главного корпуса. Под настилом расположен рекуператор (утилизатор), предназначенный для улавливания осколков активной зоны в случае аварии и разрушения топливных сборок.

На настил опирается внутренний, легкий корпус. Он разделяет объем главного корпуса на верхнее пространство, расположенное над активной зоной, а потому и горячее

ТЕХНИКА-МОЛОДЕЖИ 2' 2 0 0 5

55