Курс лекций по физике ядерного реактора Аварийные ситуации Радиоактивные отходы Термоядерные реакторы Источники радиоактивного облучения

Атомная энергетика. Курс лекций по физике ядерного реактора

Быстрые реакторы

Быстрые реакторы-размножители с жидкометаллическим теплоносителем. Наиболее распространенный тип быстрого реактора - это реактор, использующий натрий в качестве теплоносителя. Преимущества жидкого натрия в охлаждении реакторов обсуждены в гл. 3. Натрий является отличным теплоносителем и может обеспечивать теплоотвод в условиях очень высоких объемных плотностей энерговыделения, имеющих место в реакторах этого типа (обычно в 5 раз больше, чем в реакторах PWR, см. табл. 2.3). Быстрый реактор с натриевым охлаждением (рис. 2.14) состоит из корпуса, заполненного натрием. В бассейн натрия погружена активная зона. Натрий прокачивается через активную зону насосами, также погруженными в натриевый бассейн. Затем горячий натрий проходит через промежуточный теплообменник, в котором тепло натрия первого контура передается натрию второго контура. Поток теплоносителя второго контура проходит через парогенератор, и генерируемый пар идет на производство электроэнергии. В отличие от реакторов типа AGR и PWR быстрый реактор имеет три стадии теплопереноса: от топливных элементов к натрию первого контура, затем от него к натрию второго контура, затем от натрия второго контура к испаряющейся воде в парогенераторе. В результате такой сложной системы радиоактивные вещества, попавшие в натрий первого контура, не выходят за его пределы и не попадают в парогенератор, где существует потенциальная опасность химического взаимодействия между натрием и водой из-за небольших протечек.

Рис. 2.14. Схема быстрого реактора с натриевым теплоносителем:

1 - бетонная защита; 2 - регулирующие стержни; 3 - корпус реактора; 4 - горячий натрий; 5 - парогенератор; 6 - корпус первого контура; 7 - топливные элементы; 8 - промежуточный теплообменник; 9 - холодный натрий; 10 - быстрый реактор с натриевым охлаждением

Поскольку реактор использует быстрые нейтроны, в нем нет замедлителя. На рис. 2.15 схематично показан английский быстрый реактор PFR электрической мощностью 250 МВт (эл.) Аналогичный реактор Phenix работает во Франции[4]. Проектируются коммерческие реакторы (например, CDFR в Великобритании), строится реактор Superphenix во Франции. Схема проектируемого реактора CDFR приведена на рис. 2.16. Топливо изготавливается из таблеток смеси диоксида урана и плутония (20% PuО2), заключенных в оболочку из нержавеющей стали (рис. 2.17). Каждая топливная сборка содержит 200 - 300 топливных стержней диаметром 6 мм и длиной активной части около 1 м. Плотность энерговыделения в активной зоне почти в 5 раз больше, чем в PWR, и в 1000 раз больше, чем в реакторах Magnox.

Рис. 2.15. Прототип быстрого реактора электрической мощностью 250 МВт, работающий в Даунри, Шотландия:

1 - здание для турбогенераторов; 2 - реакторное здание; 3 - помещение для парогенераторов; 4 - активная зона реактора; 5 - помещения для работы с радиоактивными материалами; 6 - к паровым турбинам и от них; 7 - парогенераторы; 8 - перегреватель; 9 - испаритель; 10 - предварительный подогреватель; 11 - второй контур натриевого теплоносителя; 12 - промежуточные теплообменники; 13 - корпус первого контура; 14 - активная зона реактора; 15 - натриевые насосы первого контура

Рис. 2.16. Предлагаемая конструкция демонстрационного коммерческого быстрого реактора CDFR (Великобритания):

1 - два парогенератора на контур; 2 - пар; 3 - насос натрия второго контура; 4 - камера для переноса топлива; 5 - наклонные направляющие для транспортировки топлива; 6 - вода; 7 - трубопроводы натрия второго контура; 8 - машина для загрузки топлива; 3 - хранилища топлива; 10 - стержни для управления и аварийной остановки реактора; 11 - корпус первого контура; 12 - кожух для предотвращения утечек натрия; 13 - промежуточный теплообменник; 14 - конструкции над активной зоной; 15 - промежуточный коллектор; 16 - бассейн холодного натрия; 17 - поддерживающая решетка; 18 - бассейн горячего натрия; 19 - насос первого контура; 20 - кожух, удерживающий активную зону; 21 - активная зона; 22 - конструкция подпора активной зоны

Быстрые реакторы с натриевым охлаждением эксплуатируются в Великобритании, США, Франции, СССР и Японии. Их следует рассматривать как почти конкурентоспособные с легководными, и в лучших вариантах они показали себя надежными и эффективными. Проблемы, связанные с парогенераторами быстрых реакторов, возникают из-за того, что не всегда возможно удовлетворить требованию полной водонепроницаемости трубок. Однако быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют хорошие безопасностные свойства, присущие самой физике реакторов этого типа, что делает их очень привлекательными, несмотря на высокую плотность энерговыделения. Эти вопросы рассмотрены в гл. 5 и 6.

Рис. 2.17. Конструкция топливной сборки быстрого реактора-размножителя с жидкометаллическим теплоносителем:

1 - тепловыделяющая сборка реактора CDFR; 2 - верхние удерживающие выступы; 3 - нейтронная защита; 4 - чехол сборки; 5 - топливные степжни: 6 - нижние удерживающие выступы; 7 - поддерживающая решетка; 8 - пробка; 9 - поток теплоносителя; 10 - топливный стержень реактора CDFR; 11 - верх; 12 - стопорное устройство для топлива; 13 - верхняя торцевая зона воспроизводства; 14 - оболочка; 15 - опорная пластина топлива; 16 - топливные таблетки активной зоны; 17 - нижняя торцевая зона воспроизводства; 18 - сборник газовых продуктов деления


На главную страницу. Реакторы атомных станций