2. Особенности реакторов на быстрых нейтронах

А активной зоне быстрых реакторов вредны эфективные замедлители нейтронов. Кроме того, т.к . ²³⁸U является эффетктивным поглотителем, он выносится из атктивной зоны.

Т аким образом реактор представляет собой активную зоны из высоко обогащенного U или Pu, окруженную со всех сторон зоной воспроизводства, в которую загружается низкообогащенный U. Т. к. активная зона имеет высокое обогащение, она выполняется очень компактной, а высокая утечка нетронов используется для наработки топлива в зоне воспроизводства.

Основным конструктивным элементом активной зоны ялвяется сталь (Fe), слабо рассеивающая нейтроны. Основной недостаток Fe  неупругое рассяние быстрых нейтронов.

Для тепловых реакторов отношение , для быстрых ~ 20. Т. е. критическая масса топлива должна быть больше, чем в тепловых.

Удельное энерговыделение в активной зоне быстрых реакторов в 3…5 раз выше, чем в тепловых, что вызывает определенные требования к теплоносителю:

 слабое поглощение нейтронов;

 низка замедляющая способность;

 высокая теплоемкость и теплопроводность.

К недостаткам быстрых реакторов относится относительно низкая эффективность поглощающих стержней, Кроме того, маленькая активная зона не позволяет разместить большое количество стержней-поглотителей, что приводить к небольшому запасу реактивности.

3. Быстрые реакторы с натриевым теплоносителем

Особенности Na теплоносителя:

Достоинства Na:

 температура плавления  97,3 ⁰С;

 плотность  780…800 кг/м³.

 высокая теплопроводность и теплоемкость, что позволяет использовать Na с небольшим давлением в I контуре.

 достаточно низкие сечения и рассеяния нейтронов;

Недостатки:

 высокая химическая активность (взаимодействует с водой и воздухом);

 сильно активируется.

Эти особенности наклаюываю отпечаток на схемное решение АЭС  трехконтурная.

1 контур  Na охлаждающий активную зону (радиоактивный);

2 контур  Na промежуточный («чистый»);

3 контур  вода (пар).

Высокая температура плавления приводит к необходимости предотвращения замерзания Na, для чего корпус реактора и трубопроводы выполняются с двойными стенками, между которыми прокачивается инертный газ с высокой температурой. Кроме того арматура снабжается электроподогревом.

БОР-60 (1969 г.)  Быстрый Опытный Реактор (60 МВт тепловой мощности). Ввполнен по трехконтурной схеме. Используется для отработки материалов и исследований.

БН-350 (1973 г. Шевченковская АЭС). Первый в СССР промышленный реактор на быстрых нейтронах. Трехконтурная схема. Электрическая мощность 350 МВт и 200 МВт экв. электрических для работы опреснителя производительностью 120 000 т воды в сутки).

реактор выполнен в цилиндрическом корпусе из нержавеющей стали, в котором находится атктивная зона и зона воспроизвоства. I и II контур выполнены по петлевой схеме (6 петель). В каждой петле 2 теплообменника и центробежный насос. Теплоноситель поступает в корпус через патрубки в верхней части, опускается вниз, охлаждая корпус и ТВС зоны воспроизводства. Из напорного коллектора в нижней части корпуса теплоноситель раздается по ТВС.

Корпус реактора заключен в защитный кожух. В зазор прокачивается Ar, который служит для разогрева корпуса и организации коннтроля его герметичности.

Твэлы заключены в шестигранные ТВС. Топливо  UO₂ с обогащением 20 %. Предусмотрена возможность загрузки смеси U + Pu. Отношение , т. е.очень плотная упаковка активной зоны. Твэлы дистанционируются проволочной навивкой, которая также служит интенсификатором теплообмена.

Расходы через ТВС профилированы по радиусу активной зоны. Для этого теплоносителт в ТВС подводится через отверстия заданного диаметра в нижней части ТВС.

Система компенсации реактивности  12 поглощающих стержней с B₄C/ (2  АР, 7  для компенсации реактивности и температурных эффектов, 3  АЗ).

Перегрузка топлива производится на остановленном ракторе при поомощи перегрузочного устройства. При этом отработавшие отработавшие ТВС вначале помещаются на периферию активной зоны, где они выдерживаются еще один цикл до перегрузки для снятия остаточного энерговыделения (значительно выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах).

БН-600 (1980 г. Белоярская АЭС).

АЭС выполнена по трехконтурной схеме. С реактором работают 3 турбины мощностью по 200 МВт. Применена интегральноая компоновка I контура, т. е. активная зона, зона воспроизводства, теплообменники и насосы I контура расположены внутри корпуса реактора. II контур состоит из 3 петель.

Система управления и компенсации реактовности  27 стержней (2  АР, 19  компенсационных, 6  АЗ).

Проектируются реакторы БН-800 и БН-1600.