Физическая энциклопедия Том 4 - Порохов А.М.
Скачать (прямая ссылка):
Здесь V — ср. кол-во вторичных нейтронов, приходящихся на один акт деления ядра Pu (усреднённое по всем 4 его изотопам со статистич. весом, пропорциональным вероятности их деления); а — отношение сечения радиац. захвата нейтрона к сечению деления Pu (с тем же усреднением); V8 — ср. кол-во вторичных нейтронов на 1 акт деления ядра 238U; е — доля актов деления идер^и на одни акт деления Pu; 6 — потери нейтронов в результате захвата в неделящихся материалах и утечки наружу на один акт деления Pu. Существуют и др. способы определения Ki относящиеся только к 239Pu и по-разному учитывающие взаимодействие нейтронов с материалами.
Величина К зависит от энергии нейтронов. С увеличением энергии от тепловой области к быстрой уменьшаются а и 6 и рартёт е. В результате, если для реакторов иа тепловых нейтронах для 2зври я < 1, то для ¦реакторов на быстрых иейтроиах К > I (AT = 1, 2— 1,6). Т. о., в быстрых реакторах имеет место расширенное воспроизводство 239Pu. Термин «быстрый реактор» по существу,— синоним Р.-р.
Расширенное воспроизводство 233U с К, иемиого превышающим 1, возможно и в тепловых реакторах. Для получения необходимого кол-ва 238U реактор должен начать работу на a3ftU или 239Pu.
Устройство в особенности. В тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) Р.-р. в качестве топлива обычно используется керамич. смесь PuO2 — UO2, иногда др. прочные хим. соединения или смесь Pu и U b виде металлов. Оболочкой ТВЭЛа служит тонкостенная трубка диам. 6—8 мм. В цилиндрич. активной зоне (объём неск. м3) размещаются (2—5) ¦ IO4 ТВЭЛов. Группы ТВЭЛов (100—200) собираются в т. н. тепловыделяющие сборки (ТВС). Быстрые нейтроны обладают большой проникающей способностью, и поэтому заметное их кол-во покидает активную зону. Для утилизации этих нейтронов в отражателе реактора помещается 238U (UO2), в к-ром, как и в активной зоне, происходит накопление Pu. Такой отражатель наэ. экраном или бланкетом.
В Р.-р. отсутствуют вещества-замедлители нейтронов (упругое рассеяние). Однако нек-рое замедле-пие нейтронов всё же происходит за счёт гл. обр. ие-298 упругого рассеяния. Поэтому энергетич. спектр нейт-
ронов несколько мягче спектра нейтронного деления (веек, сотен кэВ вместо 2 МзВ). %
Особенности Р.-р. определяются вз* имодейств ней быстрых нейтронов с материалами активной зоиы. Се> чения деления для быстрых нейтронов существенно ниже (на 2 порядка), чем для тепловых. В результате крнтнческан масса значительно больше, чем для тепловых реакторов (в тех же размерах). Чтобы снизить уд. затраты на ядерное горючее, «замороженное» в крнтич. массе, необходимы высокие плотности тепловыделения («*-1000 кВт/л). Для столь интенсивного отвода тепла нз реактора в качестве теплоносителя при-меняется жидкий Na (вода исключается, т. к. является замедлителем иейтроиов). Недостаток Na — высокая хим. активность при взаимодействии с водой или кислородом воздуха, что может негативно проявляться при аварийных ситуациях.
Отношение сечения деления Pu к сечению радиац. захвата m8U для быстрых нейтронов намного меньше, чем для тепловых. Поэтому для обеспечения критич. режима необходимо увеличивать концентрацию Pu в смеси Pu — U до 16—30% (в тепловых «— 2—3%). Время жизни нейтронов в Р.-р. (время между двумя последоват. циклами деления) порндна IO-7—IO-8 с (в тепловых реакторах на неск. порядков больше).
Особенностью Р.-р. является трёхкоитуриая схема: Na первичного контура передаёт тепло из реакто-
1-й контур
—Il—
Реактор Vk 'Л ІТепло-// //!обменник
Рио. 1. Петлевая (а) и интегральная (б) схемы размещения оборудонашія.
ра в теплообменнике натрию второго контура. Последний же в парогенераторе нагревает воду третьего контура, к-рая превращается в мар и поступает на турбину. При этом исключается опасность попадания воды в активную зону, что может вызвать иежелат. изменен пе реантивности. Исключается также возможность взаимодействия воды с радиоактивным Na (первичного контура) с последующим выходом радиоактивности наружу.
Существуют 2 варианта компоновки АЭС: петлевой и интегральный (рис. I). В петлевом варианте все натриевые контуры размещаются в изолир. боксах, заполненных воздухом или инертным газом. В интеграла ном варианте все элементы первичного контура (иасо-сы, теплообменники, трубопроводы и сам реактор) помещаются в бак, заполненный Na, к-рый также участвует в циркуляции по первичному контуру.
Первый отечеств, пром. Р.-р. БН-350 (АЭС в г. Шевченко) дпухцелевого назиачеипя (энергетика и опреснение морской воды) тепловой мощностью 750 МВт выполнен в петлевом варианте; реактор БН-600 (Свердловская обл.) электрич. мощностью 600 МВт имеет интегральную компоновку. Пром. Р.-р. работают также во Франции и Великобритании. Сооружается отече-
J
ствеииый Р.-р. мощностью 800 МВт (БН-800); его характеристики см. в табл.
X арактеристжки БН-800
Мощность электрическая, МВт............ 800
Кпд цикла, %........................... 40
Температура Na на выходе Hs реактора,
°С..................................... 550
Температура пара, °С................... 490
