2.3.3. Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Внедрение реакторов на быстрых нейтронах (реакторов-размножителей или реакторов-бридеров) в энергетику могло бы шестидесятикратно (и более) увеличить эффективность использования урана. Этот тип реакторов может работать на плутониевом топливе, произведенном в обычных реакторах и эксплуатироваться в замкнутом цикле с собственным заводом по переработке отходов. Каждый такой реактор, загруженный первоначально естественным ураном, очень быстро достигает стадии, когда каждая тонна руды выдает в 60 раз больше энергии, чем в обычном реакторе.

Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнен многими неотработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешенными вопросами оптимальной организации ядерного топливного цикла. В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения устойчивых конструкционных материалов.

В настоящее время в России действует только один энергетический реактор на быстрых нейтронах. Это реактор БН-600 электрической мощностью 600 МВт, работающей в составе Белоярской АЭС (рис. 2.16).

Реактор выполнен корпусным с интегральной компоновкой оборудования, при которой главные циркуляционные насосы и теплообменники первого контура находятся внутри корпуса реактора. Тепловая схема блока трехконтурная. В первом и втором контуре теплоносителем является натрий, а в третьем — вода и пар.

Реактор размещен в бетонной шахте диаметром 15 м. Корпус реактора заключен в страховочный кожух, исключающий возможность вытекания натрия из реактора даже при разрывах его корпуса. Активная зона и зона воспроизводства собираются из шестигранных ТВС кассетного типа ядерным топливом, обогащенным до 18%. Активная зона окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (бланкетом), заполненными воспроизводящим материалом — обедненным ураном, содержащим 99,7…99,8 % U²³⁸(рис. 2.17).

Отвод тепла от активной зоны осуществляется тремя независимыми петлями циркуляции, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса 1 контура, двух промежуточных теплообменников, главного циркуляционного насоса 2 контура с буферной емкостью на входе и с баком аварийного сброса давления, парогенератора, конденсационной турбины со стандартной тепловой схемой и генератора.

Использование натриевого теплоносителя обусловило применение ряда таких специальных систем, как электрообогрев оборудования и трубопроводов, электромагнитных насосов и др. Но это позволило существенно повысить температуру теплоносителя в активной зоне (550ºC), а также температуру и давление пара на входе в турбину (500ºCи 14,2 МПа).

Однако главным преимуществом реакторов на быстрых нейтронах является воспроизводство ядерного горючего. При работе реактора в ТВС зоны воспроизводства нарабатывается плутоний-239, который может служить топливом для реакторов, как на быстрых, так и на тепловых нейтронах. При этом коэффициент воспроизводства больше единицы и составляет 1,3 для БН-600. Это означает, что на килограмм сожженного урана-235 (или плутония-239) реактор нарабатывает 1,3 кг нового топлива. При этом появляется возможность использования «отвального» урана, остающегося после обогащения.

В настоящее время завершается разработка реактора БН-800, в проект которого введены новые технические решения, позволяющие повысить его безопасность. В перспективе — разработка мощного реактора с нитридной зоной БН-1800.