Характеристики реакторов типа ВВЭР

Недостатки ВВЭР: 1) используют только потенциальную энергию изотопа ²³⁵U; 2) невысокие параметры пара - 6 МПа и 300 (450) °С, что снижает термодинамические качества АЭС.

Реакторы па быстрых нейтронах (БН). Реакторы серии БН позволяют вовлечь в топливный цикл не только ²³⁵U; но и весь естественный уран, т.е. ²³⁸U , а также торий (²³²Th). При попадании быстрых нейтронов в ядро ²³⁸U осуществляется несколько ядер­ных реакций, в ре­зультате которых об­разуется новое деля­щееся вещество - плу­тоний (²³⁹Рu).

Реакторы БН строятся так, чтобы изъять всевозмож­ные замедлители нейтронов. В качестве теплоносителя используется жидкий металл (натрий). Активная зона состоит из ТВС со стержнями обогащенного урана. Она окружается экраном из стержней с воспроизводя­щимся материалом (²³⁸U или ²³²Th). Цепная реакция происходит в активной зоне.

Процесс деления и воспроизводства ядерного топлива происходит в твэл, которые в виде кассет находятся в активной зоне реактора и являются его конструктивным элементом.

На рис. 3.42 приведена структурная схема реактора - размножителя на быстрых нейтронах. В результате реакции деления в ядерном горючем ²³⁹Pu образуются быстрые нейтроны, ее продукты деления выделяют в топливных элементах теплоту. Затем теплота поглощается теплоносителем и используется для производства пара. В защитном слое из воспроизводящего материала ²³⁸U быстрые нейтроны образуют новое ядерное горючее. Выделение плутония из защитного слоя осуществляется химическим путем.

Рис. 3.42. Схема потока вещества и энергии в реакторе - размножителе

на быстрых нейтронах:

1 - обогащение урановой руды; 2 - делящийся материал; 3 - ядерное топливное сырье;           

 4 - восстановление делящегося материала; 5 - продукты радиоактивного распада;

6 - полезная работа; 7 - конденсатор; РБН – реактор - размножитель на быстрых нейтронах;

БН - быстрые нейтроны; СБТ - сбросная теплота; Т – теплоноситель

Регулирование процесса производится вводом урановых стержней в активную зону. При делении одного ядра высво­бождается 2,5÷2,9 нейтрона. Один из этих нейтронов производит новое деление, а оставшиеся 1,5÷1,9 выходят за пределы активной зоны и поглощаются в оболочке, состоящей из стержней U (или Th). В оболочке идет образование искусственного ядерного горючего - плутония (или ²³³U). «Сжигая» 1 кг ²³⁹Рu, реактор БН дает дополнительно 0,4...0,7 кг ²³⁹Рu , который может служить новым ядерным топливом. Таким образом, реакторы БН являются наработчиками ядерного горючего с ко­эффициентом воспроизведения до 1,4..1,7. АЭС с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах может выдавать энергию почти без поступления извне исходного горючего (²³⁵U).

Ядерный реактор на БН установлен на Белоярской АЭС.

В реакторе на БН в качестве теплоносителя нельзя применять воду, поскольку замедление нейтронов в данном случае нежелательно. Использование в качестве теплоносителя жидкого натрия позволяет увеличить термический КПД АЭС с 30 до 40%. Реакторы - размножители на быстрых нейтронах могут найти широкое распространение, поскольку их внедрение обеспечит многократное увеличение запасов урана.

Характеристики реакторов типа БН приведены в табл. 3.5.

Таблица 3.5

Характеристики реакторов типа БН