Реакторов размножителей

ВОСПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО — процесс искусств, образования делящихся изотопов. Сырьём могут служить 2S8U и 2S2Th, из к-рых образуются 23>Ри и 2SSU. Соотношение между образованием нового топлива и выгоранием ядерного горючего характеризуется KB — коэффициентом В. я. г. Для энергетич. реакторов, работающих на тепловых нейтронах с использованием естеств. или слегка обогащённого урана, KB меньше 1 (ок. 0,6—0,8). В тепловых реакторах с использованием тория он может неск. превышать 1. Для реакторов на быстрых нейтронах KB может быть существенно больше 1 (расширенное В. я. г., т. е. топливный цикл, в к-ром масса вновь образующегося топлива больше массы сгорающего). Процесс расширенного В. я. г. обычно характеризуют време-

Исследовательский реактор ИРТ (рис. 46) тепловой мощностью 2000 кет с максимальным потоком медленных (тепловых) нейтронов 2,3 • Ю13нейтр/см? • сек относится к группе простых, надежно действующих и недорогих бассейновых водо-водяных реакторов, работающих на обогащенном уране-235. Активная зона его содержит около 4 кг ядерного горючего, выполнена из графитовых блоков со стержневыми трубчатыми тепловыделяющими элементами, имеет графитовый отражатель и расположена на дне открытого алюминиевого бассейна глубиной 7,8 м, окруженного защитным бетонным слоем и заполненного водой, выполняющей двоякую функцию — замедлителя нейтронов и теплоносителя, отводящего тепло из реактора в теплообменник. Первый реактор этого типа сооружен в 1957 г. в Институте атомной энергии в Москве. Двумя годам и позднее такой же реактор введен в эксплуатацию в Институте физики Академии наук Грузинской ССР в Тбилиси; в дальнейшем они были построены во многих других исследовательских центрах СССР (в Риге, Минске, Киеве и др.) и за пределами нашей страны.

Реакторы, работающие на уране-235, получили название реакторов, работающих на тепловых, или медленных, нейтронах.

сравнительно высокая термостойкость, малое сечение поглощения тепловых нейтронов и др. свойства сделали ВеО одним из немногих весьма эффективных замедлителей нейтронов для энергетических ядерных реакторов, работающих при высоких темп-pax в окислительной атмосфере.

Более полное описание основных типов ядерных реакторов будет дано в следующей главе, а пока отметим, что в сегодняшних атомных электростанциях просто заменены обычные печи, сжигающие уголь или нефть, другим источником тепла. Принцип же использования источника тот же — получение пара, приводящего в движение турбогенераторы. В будущих реакторах, в которых будет происходить прямое преобразование ядерной энергии в электрическую, потребуется, очевидно, гораздо более совершенная технология. Над ней уже кропотливо работают ученые и инженеры, исследующие возможность получения энергии, и в частности из ядерных реакций синтеза в термоядерных реакторах. Уже имеются реальные предложения по созданию ядерных реакторов, в которых «ядерная печь», скажем, в 10 или 20 раз горячее, чем в современных реакторах (однако гораздо холоднее тех «печей», на которых будут работать в далеком будущем термоядерные реакторы). И поскольку температура плавления твердотопливных стержней (или, вернее, их сборок) ограничивает возможности сегодняшних ядерных реакторов, то был выдвинут ряд предложений о постройке реакторов, работающих на жидком или газообразном ядерном топливе.

Известно, что окисление графита с заметной скоростью начинается при температуре, превышающей 400° С, как это было показано выше. Однако при длительной эксплуатации медленное окисление графита, несмотря на невысокую его скорость при этой температуре, может привести к значительному уносу углерода и, следовательно, к разрыхлению конструкционных графитовых элементов реактора. Чтобы защитить от окисления кладку реакторов, работающих при температуре выше 400° С, ее заключают в герметичный корпус, заполненный инертным газом — азотом, как например в отечественных реакторах ИР, Первой АЭС, реакторах БАЭС, или смесью гелия с азотом, как в реакторах типа РБМ-К.

АЭС с реактором ВВЭР-1000. Для некипящих реакторов, работающих с водой под давлением, характерна более высокая подача при относительно малом напоре. Из расчетов следует, что при подаче 20 000—30 000 м3/ч (именно такая подача ГЦН современных и перспективных реакторов ВВЭР) частоте вращения 3000 об/мин соответствует насос осевого типа. С увеличением частоты вращения вала ГЦН значительно снижаются размеры и масса агрегата, а следовательно, и стоимость изготовления ГЦН. На рис. 8.10 и в табл. 8.2 приведены размеры основных элементов

Нержавеющие стали 18-8 имеют высокую коррозионную стойкость в углекислом газе (так как они хорошо пассивируются). Однако ядерные свойства этих сталей неудовлетворительны, поэтому использование их в качестве конструкционных материалов для сооружения корпусов реакторов, работающих на естественном уране, нево зможно. Чаще всего из таких сталей изготовляются дистанционные решетки и другие ответственные детали. В Англии большое внимание бы- [„г/см*] ло уделено исследованию окисле-ния графита в условиях работы реактора, охлаждаемого угольной кислотой. Основу этого процесса составляет реакция

Для элементов атомных реакторов, работающих при высоких температурах, вызывающих образование повторных деформаций ползучести и дополнительное накопление длительных статических повреждений, расчеты длительной циклической прочности усложняются.

Ртуть использовалась в качестве теплоносителя для реакторов на быстрых нейтронах в СССР (реактор БР-2) и в США (г. Лос-Аламос). Она обладает хорошей термической стойкостью и низкой упругостью паров. Однако большое сечение захвата тепловых нейтронов исключает использование ртути в качестве теплопередающей среды для атомных энергетических реакторов, работающих на медленных нейтронах. Кроме того, при использовании ртути в качестве теплоносителя следует принимать меры для защиты от ее ядовитых паров.

Для элементов ядерных реакторов, работающих при высоких температурах в условиях ползучести, метод расчета на прочность при неупругом анализе основан на принципе суммирования относительных долговечностей в форме, аналогичной уравнению (53) [66]. При этом на основании проведенного большого объема исследований по высокотемпературной малоцикловой механической усталости допустимое значение параметра суммирования долговечностей А0 рекомендуется определять по кривой, приведенной на рис. 75, независимо от типа материала. Нетрудно убедиться в совпадении номограмм для выбора допускаемых значений Лс и А0.

К настоящему времени появились и другие типы реакторов. Использование, например, реакторов-размножителей на быстрых нейтронах позволяет воспроизводить ядерное горючее на 25—40 % больше затраченного топлива. При этом из 238U, находящегося в реакторе вместе с 235U, получается плутоний 239Ри. Этот искусственно полученный изотоп плутония (в природе он не существует), так

Как известно, развиваемое в настоящее время направление по созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и окисным уран-плутониевым^ топливом в стержневых твэлах с покрытием из нержавеющей стали не может обеспечить необходимое время удвоения делящегося материала ~5—6 лет. Причина этого — поглощение нейтронов натриевым теплоносителем и стальным покрытием, смягчение спектра нейтронов кислородом в окисном топливе. При применении гелиевого теплоносителя отпадает необходимость использования стали в качестве защитных покрытий и появляется возможность применения керамического монокарбидного ядер-

Таким образом, шаровая форма твэлов оказывается весьма перспективной как для реакторов ВГР, так и реакторов-размножителей БГР. Однако реализация преимуществ шаровой формы топливных элементов наталкивается на серьезные затруднения, связанные, в первую очередь, с недостаточными сведениями в области гидродинамики, теплообмена и структуры подвижных шаровых засыпок при высоких теплонапряженностях активной зоны. Не менее важными являются экспериментальные сведения о распределении газовых потоков, возможности образования застойных зон как на поверхности шарового твэла, так и в макрополости, о сохранении стабильности структуры шаровой засыпки в случае подвижной активной зоны. Для правильного выбора размера шаровых твэлов реактора ВГР и микротопливных частиц реактора БГР необходимо располагать методикой оптимизационных исследований. Решению некоторых из этих вопросов и посвящен предлагаемый материал.

Успешная эксплуатация опытных высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем и строительство прототипов крупных энергоустановок с реакторами ВГР явились толчком к разработкам одновременно во многих промышленно развитых странах газоохлаждаемых реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (БГР). Другой причиной появления конкурирующего с жидкометаллическими натриевыми реакторами БН направления развития реакторов БГР явились определенные трудности в освоении промышленных реакторов БН. В материалах Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии в докладе Карлоса, Фритиса и Лиса и в работе М. Донне были сделаны попытки сопоставления характеристик реакторов БГР и БН.

В ФРГ под руководством профессора Фёрстера в Центре ядерных исследований в Юлихе в 1970 г. была выполнена работа по определению перспектив развития реакторов-размножителей БГР. Были рассмотрены варианты с окисным и карбидным топливом, со стержневыми твэлами с удержанием продуктов деления и вентилируемыми, микротвэлами и определены параметры гелиевого теплоносителя в случае двухконтур-ной и одноконтурной схем [23] (табл. 1.8).

Впервые в мире на совещании экспертов МАГАТЭ по перспективам развития реакторов БГР в 1972 г. в Минске советскими специалистами А. К. Красиным, Н. Н. Пономаревым-Степным, С. М. Фейнбергом были поставлены задачи по созданию газоохлаждаемых реакторов-размножителей с временем удвоения топлива примерно четыре-пять лет. При таком времени удвоения топлива открывается возможность увеличения темпов развития АЭС в стране при запланированных потребностях в урановом сырье (11]. Условием получения столь малого времени удвоения топлива в реакторах-размножителях является использование карбидного ядерного топлива, высокие объемная плотность теплового потока в активной зоне и давление теплоносителя. В дальнейшем эти концепции были воплощены в разработки проектов реакторов-размножителей с газовым охлаждением [12].

Известно несколько конструкций кассет с керамическими микротвэлами для газоохлаждаемых реакторов-размножителей, в которых используется принцип продольно-поперечного омы-вания [10]. Во всех предлагаемых вариантах имеется полость, ограниченная перфорированными стенками и заполненная микротвэлами. Площадь прохода гелия через топливные слои микротвэлов на порядок больше всей площади поперечного сечения активной зоны, а толщина топливного слоя составляет 5 10% высоты активной зоны.

Приведенный материал достаточно убедительно подтверждает перспективность развития нового направления в атомной энергетике — высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах ВГР и реакторов-размножителей на быстрых нейтронах БГР с шаровыми твэлами и микротвэлами.

11. Инженерно-физические проблемы быстрых реакторов-размножителей с газовым теплоносителем для АЭС большой мощности.— Докл. на совещании экспертов МАГАТЭ. Минск, 1972. Авт.: Н. Н. Пономарев-Степной, Е. С. Глупжов, В. Н. Гребенник, В. Е. Демин, А. А. Хрулев.

К настоящему времени появились и другие типы реакторов. Использование, например, реакторов-размножителей на быстрых нейтронах позволяет воспроизводить ядерное горючее в количестве, на 25—40% превышающем затраченное топливо.

гут быть израсходованы в течение 30—100 лет, если их сжигание не прекратят и не начнут применять только как ценнейшее сырье. Правда, по последним прогнозам угля может хватить еще на несколько сот лет. И из-за трудностей в быстром развертывании ядерной энергетики теперь надежды возлагаются на доведение к 2000 г. доли угля в топливно-энергетическом балансе до 50%. Предполагалось же, что к 2000 г. выработка энергии ядерными электростанциями на реакторах деления тепловыми нейтронами должна сравняться с таковой на обычных тепловых электростанциях. Затем должна начаться эра реакторов-размножителей на быстрых нейтронах и за ней, или одновременно с ней, — термоядерной и солнечной энергии. При этом не следует забывать о труднейшей проблеме «захоронения» радиоактивных отходов реакторов деления (отсутствующих у термоядерных установок) и заражения ими окружающей среды.